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艦船核動力系統控制原理 版權信息
- ISBN：9787118105070
- 條形碼：9787118105070 ; 978-7-118-10507-0
- 裝幀：平裝
- 冊數：暫無
- 重量：暫無
- 所屬分類：>
艦船核動力系統控制原理 本書特色
余刃、宋超編*的《艦船核動力系統控制原理( 軍隊2110工程三期建設教材)》以船用壓水堆核動力系統為主要對象，兼顧電站核動力系統，在核反應堆及其動力裝置主要設備的傳遞函數、動態特性和穩定性分析的基礎上，全面介紹了核反應堆功率控制、安全保護控制，以及核動力裝置一、二回路主要工藝系統與設備過程控制的原理、方法、構成和實現途徑。 *后，以第三代核電機組為例，介紹了核動力先進儀表與控制系統的技術發展。 本書可作為高等院校核工程與核技術以及核動力工程專業的本科生教材，也可供從事相關專業的工程技術人員參考使用。
艦船核動力系統控制原理 內容簡介
本書主要內容包括核動力控制的基礎理論；核動力系統主要設備傳遞函數的推導、動態特性和穩定性分析方法和結論；核反應堆功率控制、艦船一、二回路系統和設備過程控制、艦船反應堆安全保護控制的原理、方法、結構和實現途徑；以及智能控制等**控制方法在艦船核動力系統控制中的應用及其發展趨勢等。
艦船核動力系統控制原理 目錄
第1章 緒論 1.1 核動力裝置控制的任務和要求 1.1.1 船用核動力裝置的特點 1.1.2 核動力裝置控制系統的任務和要求 1.2 船用核動力裝置控制系統的基本組成和結構 1.2.1 船用核動力裝置控制系統的基本組成 1.2.2 船用核動力裝置控制系統的體系結構 1.3 核動力裝置控制系統的發展歷程與趨勢第2章 核動力裝置傳遞函數與特性 2.1 反應堆核動力學模型與特性 2.1.1 集總參數分析方法 2.1.2 反應堆點堆動力學方程 2.1.3 反應堆核動力學傳遞函數 2.1.4 反應堆頻率特性分析 2.1.5 影響反應堆反應性的主要因素 2.1.6 反應堆核動力學特性分析 2.2 核反應堆熱動力學模型與特性 2.2.1 熱動力學方程的建立 2.2.2 反應堆熱動力學系統傳遞函數 2.2.3 反應堆熱動力學特性分析 2.3 蒸汽發生器動力學模型與特性 2.3.1 假設 2.3.2 蒸汽發生器熱動力學方程與傳遞函數 2.3.3 蒸汽發生器水位特性 2.4 冷卻劑管道動力學模型與特性 2.5 反應堆及蒸汽發生器進出口混合效應動力學模型與特性 2.6 核動力一回路系統的傳遞函數與特性 2.6.1 一回路系統的內部反饋 2.6.2 核動力裝置系統的耦合機理分析第3章 核動力裝置穩定性分析 3.1 動態系統的穩定性 3.2 核動力系統冷卻劑溫度反饋回路分析 3.2.1 溫度反饋回路開環特性 3.2.2 溫度反饋回路特性 3.3 反應堆溫度反應性反饋回路分析 3.3.1 溫度反應性反饋回路分析 3.3.2 壓水堆核動力系統的自穩自調特性第4章 反應堆功率控制 4.1 反應堆功率控制原理與方法 4.1.1 反應堆功率控制原理 4.1.2 反應堆功率控制的基本方法 4.1.3 反應堆功率控制系統的基本要求 4.2 核動力裝置的穩態運行方案 4.2.1 穩態運行方案的概念 4.2.2 反應堆進、出口平均溫度恒定的穩態運行方案 4.2.3 二回路蒸汽壓力恒定的穩態運行方案 4.2.4 折中方案 4.2.5 考慮一回路冷卻劑流量的控制方案 4.3 核動力裝置的負荷調節方案 4.3.1 機跟堆的運行方式 4.3.2 堆跟機的運行方式與負荷調節方案 4.3.3 快速降功率和緊急停堆的控制 4.4 反應堆功率控制系統 4.4.1 反應堆功率控制系統的組成與工作方式 4.4.2 控制棒驅動機構 4.4.3 棒控系統 4.4.4 反應堆功率自動調節裝置 4.4.5 棒位測量與指示系統第5章 核動力裝置過程控制 5.1 概述 5.1.1 核動力裝置過程控制系統的功能 5.1.2 過程控制系統的一般要求 5.1.3 過程控制系統的組成 5.2 穩壓器壓力控制 5.2.1 穩壓器壓力控制的基本原理 5.2.2 船用核動力裝置穩壓器壓力控制系統 5.3 穩壓器水位控制 5.3.1 水位定值恒定的控制方式 5.3.2 水位定值變化的控制方式 5.4 一回路主冷卻劑泵控制 5.4.1 主泵控制系統功能 5.4.2 系統組成與工作方式 5.4.3 工作原理. 5.5 一回路輔助系統工藝過程控制 5.5.1 余熱排出過程控制系統 5.5.2 凈化過程控制系統 5.5.3 安全注射過程控制系統 5.5.4 補水過程控制系統 5.5.5 設備冷卻水過程控制系統 5.5.6 應急控制 5.6 蒸汽發生器水位控制 5.6.1 概述 5.6.2 船用蒸汽發生器水位控制系統 5.7 蒸汽排放控制 5.7.1 概述 5.7.2 控制系統組成 5.7.3 控制系統工作原理 5.8 主冷凝器水位與過冷度控制 5.8.1 概述 5.8.2 主冷凝器水位控制系統 5.8.3 主凝水過冷度控制系統第6章 反應堆安全保護系統 6.1 概述 6.1.1 反應堆安全保護系統的功能 6.1.2 安全保護系統的保護參數 6.1.3 安全保護系統的保護方式 6.1.4 安全保護系統的范圍及基本結構 6.1.5 安全保護系統的一般要求 6.2 反應堆安全保護系統設計準則 6.2.1 安全保護系統的可靠性 6.2.2 安全保護系統的設計依據 6.2.3 安全保護系統的設計準則 6.3 保護系統設計的典型結構 6.3.1 單通道安全保護系統 6.3.2 冗余安全保護系統 6.3.3 冗余總體符合邏輯安全保護系統 6.3.4 冗余局部符合邏輯安全保護系統 6.4 船用壓水堆安全保護系統 6.4.1 保護方式與保護參數 6.4.2 組成與結構形式 6.4.3 反應堆超功率保護 6.4.4 反應堆短周期保護 6.4.5 冷卻劑流量信號處理及斷流保護 6.4.6 反應堆出口超溫保護 6.4.7 低壓保護 6.4.8 保護連鎖 6.5 信號報警裝置 6.5.1 信號報警裝置的用途 6.5.2 對信號報警裝置的要求 6.5.3 船用核動力信號報警裝置第7章 核動力先進儀表與控制技術 7.1 概述 7.1.1 先進i&c系統的優勢 7.1.2 先進儀控系統的主要硬件技術 7.1.3 核動力先進i&c系統中的信息處理技術 7.2 先進壓水堆核電廠控制技術 7.2.1 先進壓水堆核電廠ap1000簡介 7.2.2 ap1000先進壓水堆的控制 7.2.3 ap1000數字化儀表與控制系統參考文獻
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