先進核能系統(tǒng)和高溫氣冷堆

第1章 引論
1.1 中國需要大規(guī)模發(fā)展核能
1.2 世界核電的發(fā)展趨勢
1.2.1 安全性和經(jīng)濟性始終是主導核電發(fā)展的兩個因素
1.2.2 世界先進輕水堆的設(shè)計要求
1.2.3 “改進型”先進輕水堆的特點
1.3 第4代核能系統(tǒng)
1.3.1 第4代核能系統(tǒng)的劃分
1.3.2 新世紀核能發(fā)展面臨的挑戰(zhàn)
1.3.3 第4代核能系統(tǒng)的發(fā)展
參考文獻
第2章 先進核燃料循環(huán)
2.1 先進核燃料循環(huán)的基本目標
2.1.1 減少核廢物產(chǎn)生，實現(xiàn)核廢物的安全處置
2.1.2 提高核資源的利用率，減少鈾礦的需求
2.1.3 經(jīng)濟性
2.1.4 減少核擴散的風險
2.2 未來鈾的需求和供應
2.2.1 鈾資源
2.2.2 鈾的需求和供應
2.2.3 未來鈾需求和供應的展望
2.3 核廢物處置場
2.3.1 核廢物處置場的環(huán)境影響
2.3.2 “溶解—遷移”釋放機制
2.3.3 衰變熱對于地質(zhì)儲存的影響
2.4 MOX燃料在熱中子堆中的利用
2.4.1 高慢化比堆芯
2.4.2 加濃鈾支持的MOX燃料
2.5 分離和嬗變
2.5.1 先進后處理和分離技術(shù)
2.5.2 嬗變
2.5.3 分離—嬗變和核廢物管理
參考文獻
第3章 核安全
3.1 核設(shè)施的放射性風險
3.1.1 輻射及其度量
3.1.2 天然本底
3.1.3 天然本底輻射的標準偏差和輻射防護標準
3.1.4 輻射的健康效應
3.1.5 核設(shè)施的輻射源
3.2 核安全的物理過程
3.2.1 防止反應堆功率不可控增加（臨界事故）
3.2.2 反應堆剩余發(fā)熱的載出
3.2.3 嚴重事故
3.2.4 小結(jié)
3.3 核安全管制體系和方法
3.3.1 核安全管制戰(zhàn)略
3.3.2 核安全管制制度
3.3.3 確定論的分析方法
3.3.4 概率安全評價
3.4 核能的公眾接受性
3.4.1 核能公眾接受性狀況分析
3.4.2 核能公眾接受性的特征
參考文獻
第4章 核能的經(jīng)濟性
4.1 經(jīng)濟評價的若干基本概念
4.1.1 經(jīng)濟參數(shù)的定義和基本概念
4.1.2 兩種經(jīng)濟評價模型
4.2 初投資
4.2.1 核電初投資的特點
4.2.2 核電初投資的歷史演變
4.2.3 影響核電初投資的主要因素
4.3 燃料成本
4.4 運行和維護成本
4.5 總發(fā)電成本
4.5.1 總發(fā)電成本的比例和特點
4.5.2 美國最近核電經(jīng)濟性的發(fā)展
4.5.3 OECD的研究結(jié)果
4.5.4 國內(nèi)核電的經(jīng)濟性
4.6 電力市場的改革及其影響
4.6.1 改革后的電力市場結(jié)構(gòu)
4.6.2 改革后電力市場的運作方式
4.6.3 對新建核電項目的影響
參考文獻
第5章 高溫氣冷堆
5.1 高溫氣冷堆的發(fā)展歷史
5.1.1 氣冷反應堆
5.1.2 高溫氣冷實驗堆
5.1.3 高溫氣冷示范堆
5.1.4 模塊式高溫氣冷堆
5.1.5 氦循環(huán)模塊式高溫氣冷堆
5.1.6 日本高溫工程試驗堆（HTTR）
5.1.7 中國球床高溫氣冷實驗堆（HTR10）
5.2 模塊式高溫氣冷堆（MHTGR）的基本特點
5.2.1 包覆顆粒燃料
5.2.2 氦冷卻劑
5.2.3 石墨作為慢化劑和結(jié)構(gòu)材料
5.2.4 衰變熱的非能動載出
5.2.5 堆芯的熱容量和熱慣性
5.2.6 燃料更換
5.3 高溫氣冷堆燃料元件
5.3.1 包覆顆粒燃料
5.3.2 球形燃料元件
5.3.3 棱柱形燃料元件
5.3.4 包覆顆粒燃料的破壞機理
5.3.5 燃料元件的參數(shù)設(shè)計
5.4 球床型高溫氣冷堆物理和熱工問題
5.4.1 球床型高溫氣冷堆物理問題
5.4.2 熱工水力特性
5.5 MHTGR安全性
5.5.1 縱深防御體系
5.5.2 典型事故分析
5.6 高溫氣冷堆的钚燃料循環(huán)
5.6.1 棱柱燃料元件高溫氣冷堆的钚燃料利用
5.6.2 球床型高溫氣冷堆的钚燃料利用
5.7 高溫氣冷堆的熱力循環(huán)
5.7.1 氦氣透平循環(huán)特性
5.7.2 氦氣透平直接循環(huán)的工程方面
5.8 高溫工藝熱的應用
5.8.1 甲烷蒸氣重整
5.8.2 煤的氣化和液化
5.8.3 水的化學熱裂解制氫
參考文獻