舰船核动力系统控制原理 本书特色

余刃、宋超编*的《舰船核动力系统控制原理( 军队2110工程三期建设教材)》以船用压水堆核动力系统为主要对象，兼顾电站核动力系统，在核反应堆及其动力装置主要设备的传递函数、动态特性和稳定性分析的基础上，全面介绍了核反应堆功率控制、安全保护控制，以及核动力装置一、二回路主要工艺系统与设备过程控制的原理、方法、构成和实现途径。*后，以第三代核电机组为例，介绍了核动力先进仪表与控制系统的技术发展。本书可作为高等院校核工程与核技术以及核动力工程专业的本科生教材，也可供从事相关专业的工程技术人员参考使用。

舰船核动力系统控制原理 内容简介

本书主要内容包括核动力控制的基础理论；核动力系统主要设备传递函数的推导、动态特性和稳定性分析方法和结论；核反应堆功率控制、舰船一、二回路系统和设备过程控制、舰船反应堆安全保护控制的原理、方法、结构和实现途径；以及智能控制等**控制方法在舰船核动力系统控制中的应用及其发展趋势等。

舰船核动力系统控制原理 目录

第1章 绪论 1.1 核动力装置控制的任务和要求 1.1.1 船用核动力装置的特点 1.1.2 核动力装置控制系统的任务和要求 1.2 船用核动力装置控制系统的基本组成和结构 1.2.1 船用核动力装置控制系统的基本组成 1.2.2 船用核动力装置控制系统的体系结构 1.3 核动力装置控制系统的发展历程与趋势第2章 核动力装置传递函数与特性 2.1 反应堆核动力学模型与特性 2.1.1 集总参数分析方法 2.1.2 反应堆点堆动力学方程 2.1.3 反应堆核动力学传递函数 2.1.4 反应堆频率特性分析 2.1.5 影响反应堆反应性的主要因素 2.1.6 反应堆核动力学特性分析 2.2 核反应堆热动力学模型与特性 2.2.1 热动力学方程的建立 2.2.2 反应堆热动力学系统传递函数 2.2.3 反应堆热动力学特性分析 2.3 蒸汽发生器动力学模型与特性 2.3.1 假设 2.3.2 蒸汽发生器热动力学方程与传递函数 2.3.3 蒸汽发生器水位特性 2.4 冷却剂管道动力学模型与特性 2.5 反应堆及蒸汽发生器进出口混合效应动力学模型与特性 2.6 核动力一回路系统的传递函数与特性 2.6.1 一回路系统的内部反馈 2.6.2 核动力装置系统的耦合机理分析第3章 核动力装置稳定性分析 3.1 动态系统的稳定性 3.2 核动力系统冷却剂温度反馈回路分析 3.2.1 温度反馈回路开环特性 3.2.2 温度反馈回路特性 3.3 反应堆温度反应性反馈回路分析 3.3.1 温度反应性反馈回路分析 3.3.2 压水堆核动力系统的自稳自调特性第4章 反应堆功率控制 4.1 反应堆功率控制原理与方法 4.1.1 反应堆功率控制原理 4.1.2 反应堆功率控制的基本方法 4.1.3 反应堆功率控制系统的基本要求 4.2 核动力装置的稳态运行方案 4.2.1 稳态运行方案的概念 4.2.2 反应堆进、出口平均温度恒定的稳态运行方案 4.2.3 二回路蒸汽压力恒定的稳态运行方案 4.2.4 折中方案 4.2.5 考虑一回路冷却剂流量的控制方案 4.3 核动力装置的负荷调节方案 4.3.1 机跟堆的运行方式 4.3.2 堆跟机的运行方式与负荷调节方案 4.3.3 快速降功率和紧急停堆的控制 4.4 反应堆功率控制系统 4.4.1 反应堆功率控制系统的组成与工作方式 4.4.2 控制棒驱动机构 4.4.3 棒控系统 4.4.4 反应堆功率自动调节装置 4.4.5 棒位测量与指示系统第5章 核动力装置过程控制 5.1 概述 5.1.1 核动力装置过程控制系统的功能 5.1.2 过程控制系统的一般要求 5.1.3 过程控制系统的组成 5.2 稳压器压力控制 5.2.1 稳压器压力控制的基本原理 5.2.2 船用核动力装置稳压器压力控制系统 5.3 稳压器水位控制 5.3.1 水位定值恒定的控制方式 5.3.2 水位定值变化的控制方式 5.4 一回路主冷却剂泵控制 5.4.1 主泵控制系统功能 5.4.2 系统组成与工作方式 5.4.3 工作原理. 5.5 一回路辅助系统工艺过程控制 5.5.1 余热排出过程控制系统 5.5.2 净化过程控制系统 5.5.3 安全注射过程控制系统 5.5.4 补水过程控制系统 5.5.5 设备冷却水过程控制系统 5.5.6 应急控制 5.6 蒸汽发生器水位控制 5.6.1 概述 5.6.2 船用蒸汽发生器水位控制系统 5.7 蒸汽排放控制 5.7.1 概述 5.7.2 控制系统组成 5.7.3 控制系统工作原理 5.8 主冷凝器水位与过冷度控制 5.8.1 概述 5.8.2 主冷凝器水位控制系统 5.8.3 主凝水过冷度控制系统第6章 反应堆安全保护系统 6.1 概述 6.1.1 反应堆安全保护系统的功能 6.1.2 安全保护系统的保护参数 6.1.3 安全保护系统的保护方式 6.1.4 安全保护系统的范围及基本结构 6.1.5 安全保护系统的一般要求 6.2 反应堆安全保护系统设计准则 6.2.1 安全保护系统的可靠性 6.2.2 安全保护系统的设计依据 6.2.3 安全保护系统的设计准则 6.3 保护系统设计的典型结构 6.3.1 单通道安全保护系统 6.3.2 冗余安全保护系统 6.3.3 冗余总体符合逻辑安全保护系统 6.3.4 冗余局部符合逻辑安全保护系统 6.4 船用压水堆安全保护系统 6.4.1 保护方式与保护参数 6.4.2 组成与结构形式 6.4.3 反应堆超功率保护 6.4.4 反应堆短周期保护 6.4.5 冷却剂流量信号处理及断流保护 6.4.6 反应堆出口超温保护 6.4.7 低压保护 6.4.8 保护连锁 6.5 信号报警装置 6.5.1 信号报警装置的用途 6.5.2 对信号报警装置的要求 6.5.3 船用核动力信号报警装置第7章 核动力先进仪表与控制技术 7.1 概述 7.1.1 先进i&c系统的优势 7.1.2 先进仪控系统的主要硬件技术 7.1.3 核动力先进i&c系统中的信息处理技术 7.2 先进压水堆核电厂控制技术 7.2.1 先进压水堆核电厂ap1000简介 7.2.2 ap1000先进压水堆的控制 7.2.3 ap1000数字化仪表与控制系统参考文献