二代和三代压水堆核电厂系统与设备：核岛部分

　　本书是“核电厂系统与设备”课程教材。本书根据核电厂的系统进行划分，以第二代核电机组为基础，讲述各系统的功能和组成。同时，对比和分析了AP1000和华龙一号这两种典型第三代核电技术与第二代核电技术的差别及其 之处，使学生能够在了解二代核电的基础上，快速掌握三代核电的技术特点。全书共六章，分别介绍了核电厂系统组成；三种压水堆的一回路系统与设备；三种压水堆中的关键辅助系统；三种压水堆的专设安全系统的特点、功能与原理；各堆型的燃料操作系统以及辅助冷却水系统；三废处理系统。

　　陆道纲，华北电力大学，博导， 核安全专家委员会委员、中国核学会理事；北京市 教师，北京高校 本科育人团队负责人；国防科技工业有突出贡献中青年专家、 政府特殊津贴获得者；曾任中国实验快堆工程副总工程师。

前言
章 核电厂系统与设备概述
一、核岛主要厂房
二、常规岛主要厂房
三、电厂配套设施
第二章 一回路系统与设备
节 M310一回路系统与设备
一、一回路系统
二、反应堆本体
三、蒸汽发生器
四、主泵
五、稳压器
第二节 AP1000一回路系统与设备
一、一回路系统
二、反应堆本体
三、蒸汽发生器
四、主泵
五、稳压器
第三节 华龙一号一回路系统与设备
一、一回路系统与设备
二、反应堆本体
三、蒸汽发生器
四、主泵
五、稳压器
复习题
第三章 一回路辅助系统
节 M310一回路辅助系统
一、化学和容积控制系统
二、反应堆硼和水补给系统
三、余热排出系统
第二节 AP1000一回路辅助系统
ー、化学和容积控制系统
二、正常余热排出系统
第三节 华龙一号一回路辅助系统
一、化学和容积控制系统
二、反应堆硼和水补给系统
三、余热排出系统
复习题
第四章 专设安全系统
节 M310的安全系统
一、概述
二、安全注入系统
三、安全壳喷淋系统
四、辅助给水系统”
五、安全壳隔离系统
六、氢气控制系统
第二节 AP1000的安全系统
一、非能动堆芯冷却系统
二、非能动安全壳冷却系统
三、非能动主控室应急可居留系统