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新形势下中国核能安全利用的中长期发展战略研究


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新形势下中国核能安全利用的中长期发展战略研究
  • 书号:9787030612823
    作者:核能安全利用的中长期发展战略研究编写组
  • 外文书名:
  • 丛书名:
  • 装帧:平装
    开本:B5
  • 页数:11,372
    字数:492000
    语种:zh-Hans
  • 出版社:科学出版社
    出版时间:2019-06-01
  • 所属分类:
  • 定价: ¥168.00元
    售价: ¥134.40元
  • 图书介质:
    纸质书

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  本书基于国家自然科学基金委员会和中国科学院联合学科战略研究项目,介绍了几代核反应堆的技术和发展现状,结合国际形势,分析与判断我国在世界范围核能安全利用领域的地位和影响。本书还根据核能安全中长期发展趋势,提炼了其中若干重大科学问题,结合国家需求,提出到2030年或更长时间内核能安全利用的发展战略建议。
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    序言
    第一篇 我国核电发展路线及安全形势
    第1章 我国核电发展技术路线研究 3
    1.1 核能发展技术路线 3
    1.1.1 反应堆类型——堆型 4
    1.1.2 核能发电机组类型——机型 5
    1.1.3 小结 9
    1.2 核电先进国家堆型与机型选择 9
    1.2.1 各国核电技术路线发展历程分类 9
    1.2.2 堆型与机型的选择 10
    1.2.3 国际经验对我国堆型与机型选择的启示 14
    1.3 我国核电技术路线的发展历程与经验教训 16
    1.3.1 早期探索阶段确定了发展压水堆堆型 16
    1.3.2 以自主开发和引进+国产化模式发展两种机型 17
    1.3.3 自主开发“华龙一号”和CAP1400两种机型 18
    1.4 研究结论 18
    参考文献 19
    第2章 我国核电站布局和内陆核电站研究 20
    2.1 发展核电有利于减排改善环境,实现绿色低碳发展 20
    2.2 内陆核电是否建设关系到核电发展长远布局 21
    2.3 我国核电厂选址的基本情况 23
    2.4 我国内陆核电建设论证成果 24
    2.5 国际内陆核电建设情况 26
    2.5.1 国外内陆在运核电机组 26
    2.5.2 国外内陆在建核电机组 27
    2.6 内陆核电建设特殊性 28
    2.6.1 内陆核电实质是外部事故的成因不同 28
    2.6.2 内陆核电实质是环境条件及容量不同 28
    2.6.3 需要关注的方向 29
    2.7 内陆推动要靠市场牵引、创新驱动 30
    2.7.1 按照能源需求、环境容量及资源禀赋划分用户 30
    2.7.2 建议湘鄂赣三省建设示范工程解决电力需求 30
    2.7.3 建议内陆建设核能供热示范工程解决供热 30
    2.7.4 因地制宜探索与可再生能源协调发展 33
    参考文献 33
    第3章 我国核电“走出去”研究 34
    3.1 国际核电市场态势分析 34
    3.1.1 国际核电发展前景预测 34
    3.1.2 国际核电市场竞争环境分析 37
    3.1.3 世界主要核电国家开拓国际市场的做法和经验 39
    3.2 我国核电“走出去”现状及面临的挑战 47
    3.2.1 我国核电“走出去”现状 47
    3.2.2 我国核电“走出去”已经具备的基本条件 48
    3.2.3 我国核电“走出去”面临的挑战 51
    3.3 核电“走出去”科技及产业发展方向 52
    3.3.1 完善大型先进压水堆核电技术自主创新体系建设 52
    3.3.2 提升核电装备制造自主水平,提供产业链的核电系统解决方案 56
    3.3.3 配套核燃料循环技术与产能协调发展,创新模式共同走出去 57
    3.3.4 提升安全监管和运行维修技术,保障全寿期服务能力建设 58
    参考文献 59
    第4章 我国压水堆技术发展路线研究 60
    4.1 世界压水堆核电发展现状及趋势 60
    4.1.1 世界压水堆核电发展现状及预测 60
    4.1.2 核电产业发展特点及趋势 61
    4.2 我国压水堆核电发展现状 62
    4.2.1 我国核电发展总体情况 62
    4.2.2 我国核电发展各领域现状 62
    4.3 我国压水堆核电技术发展原则探讨 67
    4.3.1 安全是核电的生命线 67
    4.3.2 经济性决定产业发展前景 68
    4.3.3 核电产业发展应由国产化向自主化提升 68
    4.3.4 探索核能一体化模式,落实核安全责任 69
    4.4 最新的IAEA设计法规明确发展趋势 69
    4.4.1 新一代核电厂设计的安全要求 69
    4.4.2 减缓场外应急,提出相应的安全目标和措施 71
    4.4.3 设计上实现“实际消除”的通用技术措施 73
    4.5 “华龙一号”和CAP1400技术特点 76
    4.5.1 “华龙一号”:能动与非能动相结合的先进核电厂 76
    4.5.2 CAP1400的总体设计和技术创新 78
    4.6 我国自主核电技术能够满足“设计上实现实际消除大规模释放” 79
    4.6.1 “华龙一号”设计上实现“实际消除”的通用技术措施 79
    4.6.2 CAP1400设计上实现“实际消除”的通用技术措施 83
    4.7 进一步提升安全性和经济性的关键技术方向 84
    4.7.1 耐事故燃料元件(事故容错燃料元件)研发 84
    4.7.2 严重事故机理及预防缓解措施研究 86
    4.8 在役核电站运维技术研究 90
    4.8.1 在役核电站运行和维修安全技术和管理研究 90
    4.8.2 数字化核电站研究 90
    4.8.3 先进的设备状态监测检修及评价技术 91
    参考文献 92
    第5章 核能安全利用 94
    5.1 福岛核事故后全球核电发展态势 94
    5.1.1 核电发展史上历次严重事故及其启示 94
    5.1.2 福岛核事故后各国核电计划发展变化和态势 102
    5.1.3 福岛核事故后全球核电安全发展变化和态势 107
    5.1.4 福岛核事故后我国核电安全发展变化和态势 109
    5.1.5 福岛核事故后我国核电发展面临的新形势 112
    5.1.6 小结 115
    5.2 我国核电形势及未来发展 115
    5.2.1 核电发展的安全问题和安全要求 115
    5.2.2 理性认知核安全 118
    5.2.3 核电安全是发展中的安全 118
    5.2.4 四位一体,改善核电的公众接受性 119
    5.3 实现2020年规划目标面临的挑战 119
    5.3.1 实际消除大规模放射性释放的问题 119
    5.3.2 正常运行的近零排放问题 121
    参考文献 127
    第二篇 快堆及其闭式燃料循环
    第6章 我国快堆发展情况 131
    6.1 快堆发展情况介绍 131
    6.1.1 国际发展情况 131
    6.1.2 我国快堆发展概况 134
    6.1.3 发展趋势分析 138
    6.1.4 我国快堆发展差距和亟待解决的问题 139
    6.2 我国快堆发展思路与目标 141
    6.2.1 发展思路 141
    6.2.2 发展目标 141
    6.3 我国快堆发展方向与重大行动计划 142
    6.4 措施建议 143
    第7章 我国快堆闭式核燃料循环技术 144
    7.1 核燃料循环的两种方式——一次通过和闭式循环 144
    7.1.1 核燃料循环概念 144
    7.1.2 核燃料一次通过循环与闭式循环方式的比较 144
    7.2 热堆与快堆闭式核燃料循环初步分析 149
    7.2.1 热堆核燃料循环方式的特点 149
    7.2.2 快堆闭式核燃料循环的特点 150
    7.3 国内外核燃料循环后段技术发展现状与趋势分析 152
    7.3.1 国际上核燃料循环后段技术发展现状与趋势分析 152
    7.3.2 我国核燃料循环后段技术现状 160
    7.4 我国快堆核燃料循环技术发展战略初步构想 164
    7.4.1 我国核裂变能发展前景 164
    7.4.2 我国核燃料循环方案考虑及技术发展路线图设想 164
    7.5 我国快堆核燃料循环中的关键技术问题 168
    7.5.1 乏燃料后处理技术研究 168
    7.5.2 快堆燃料制造技术研究 169
    7.5.3 高放废物处理技术研究 171
    7.6 我国快堆乏燃料后处理技术方案建议 172
    7.6.1 快堆MOX乏燃料水法后处理方案 172
    7.6.2 快堆金属乏燃料干法后处理方案 175
    7.7 政策建议 176
    第8章 动力堆乏燃料后处理工程技术 178
    8.1 动力堆乏燃料后处理概述 178
    8.1.1 核燃料后处理的任务及意义 178
    8.1.2 核燃料后处理主要过程及特点 180
    8.1.3 动力堆核燃料后处理厂须重点关注的问题 183
    8.2 核燃料后处理产业发展现状与形势分析 186
    8.2.1 国外后处理产业发展现状 186
    8.2.2 我国后处理产业发展现状及趋势 186
    8.3 后处理厂关键工程技术现状及发展情况 188
    8.3.1 后处理关键工艺设备 188
    8.3.2 后处理核与辐射安全技术 196
    8.3.3 过程监测和控制技术 198
    8.3.4 后处理工艺分析测试技术 199
    8.3.5 后处理厂三废管理 201
    8.4 后处理产业发展重点案例 205
    8.4.1 法国后处理产业发展概述 205
    8.4.2 乏燃料连续溶解器研发案例 207
    8.4.3 玻璃固化研发案例 208
    8.5 存在的问题及建议 209
    第9章 核燃料后处理厂的建造、调试和运行 213
    9.1 引言 213
    9.2 后处理厂的建造 214
    9.3 后处理厂的调试 214
    9.3.1 调试目的 214
    9.3.2 调试的基本原则 215
    9.3.3 调试文件和调试质量的监督与控制 216
    9.3.4 调试阶段的划分 216
    9.3.5 调试主要内容 217
    9.4 后处理厂的运行 221
    9.5 我国后处理中试厂概况 222
    9.6 本章小结 223
    第三篇 新型反应堆技术
    第10章 高温气冷堆 227
    10.1 高温气冷堆型特点 227
    10.2 模块式高温气冷堆具有良好的安全特性 229
    10.3 模块式高温气冷堆的潜在应用领域 230
    10.3.1 发电 230
    10.3.2 工艺热/热电联供 230
    10.3.3 制氢 231
    10.4 我国高温气冷堆技术研发进展 233
    10.5 我国高温气冷堆未来的发展 234
    10.6 本章小结 236
    第11章 小型模块化反应堆 237
    11.1 发展现状 237
    11.1.1 国际发展现状 237
    11.1.2 国内发展现状 241
    11.2 技术特点 244
    11.3 安全特点及问题 245
    11.4 应用 245
    11.5 未来发展情景 245
    11.5.1 老旧小火电机组替代 245
    11.5.2 工业工艺供热 246
    11.5.3 核能海水淡化 246
    11.5.4 核能城市区域供热 247
    11.5.5 中小电网供电 247
    11.5.6 岛礁及军事基地热电水保障 248
    第12章 超临界水冷堆 249
    12.1 超临界水冷堆的特点和挑战性 249
    12.1.1 超临界水冷堆的特点 249
    12.1.2 超临界水冷堆的挑战性 251
    12.2 超临界水冷堆的研发现状 252
    12.2.1 国际现状 252
    12.2.2 系统与堆芯 252
    12.2.3 国内现状 255
    12.3 超临界水冷堆实现工程化的挑战性 261
    12.3.1 堆芯与组件设计 261
    12.3.2 安全系统 262
    12.3.3 材料 262
    12.3.4 热工水力及安全相关实验技术 262
    12.3.5 设计工具的开发和验证 263
    12.4 未来的建议 263
    12.4.1 关键技术 263
    12.4.2 实验堆 263
    12.4.3 国内的协调、集中优势、重点攻关 263
    12.4.4 联合国际伙伴 264
    第13章 加速器驱动次临界系统 265
    13.1 核能发展的关键问题 265
    13.1.1 我国核能的发展趋势 265
    13.1.2 核燃料循环模式 266
    13.2 加速器驱动次临界系统(ADS) 267
    13.2.1 ADS概念的发展 267
    13.2.2 ADS的构成与原理 268
    13.2.3 ADS技术挑战 268
    13.3 ADS的发展现状及趋势 269
    13.3.1 国外的发展及趋势 269
    13.3.2 我国的研究基础 270
    13.3.3 我国ADS发展路线 271
    13.4 ADS研究进展及未来规划 272
    13.4.1 ADS研究进展 272
    13.4.2 ADS未来规划与展望 273
    第14章 熔盐堆 275
    14.1 熔盐堆和钍基核能 275
    14.2 熔盐堆的起源和发展现状 277
    14.3 熔盐堆原理与技术特点 280
    14.4 中国TMSR发展战略和进展 284
    14.5 展望 286
    第四篇 放射性废物管理
    第15章 法规标准与安全评价 291
    15.1 法规标准 291
    15.1.1 法规 291
    15.1.2 标准 293
    15.2 安全评价 295
    15.2.1 我国放射性废物管理安全评价的要求 295
    15.2.2 IAEA对于处置设施安全评价的要求 296
    15.3 安全全过程系统分析 305
    15.3.1 安全全过程系统分析的概念和作用 305
    15.3.2 国外开展安全全过程系统分析的情况 306
    15.3.3 我国放射性废物处置安全评价与IAEA安全全过程系统分析要求的差距 309
    15.4 政策建议 311
    15.4.1 完善我国放射性废物管理法规标准的建议 311
    15.4.2 开展放射性废物处置安全全过程系统分析的建议 312
    参考文献 313
    第16章 放射性废物的处理与整备 315
    16.1 引言 315
    16.2 高放废液的来源、组成特点和处理方法 316
    16.3 高放废液的分离 318
    16.3.1 高放废液的分离要求 318
    16.3.2 国内外高放废液分离技术研究现状 321
    16.3.3 我国高放废液分离技术研究和发展建议 327
    16.4 高放废液玻璃固化 328
    16.4.1 高放废液玻璃固化处理的重要性 328
    16.4.2 玻璃固化技术国内外发展现状 329
    16.4.3 我国高放废液玻璃固化处理的需求 336
    16.4.4 我国玻璃固化技术今后发展趋势 338
    16.4.5 我国玻璃固化技术的今后主要研究内容 339
    16.4.6 高放废液玻璃固化技术研发存在的问题和政策建议 343
    参考文献 345
    第17章 放射性废物处置 348
    17.1 引言 348
    17.2 我国放射性废物处置的需求分析 349
    17.2.1 我国核电站低、中放废物量预测 349
    17.2.2 我国核燃料循环放射性废物处置的需求分析 351
    17.3 国外放射性废物处置发展状况 353
    17.3.1 国外低、中放废物处置现状 353
    17.3.2 国外高放废物(乏燃料、超铀废物)处置的开发研究 360
    17.4 国内放射性废物处置开展状况 366
    17.4.1 国内低、中放废物处置 366
    17.4.2 国内高放废物处置技术开发状况 367
    17.5 存在问题与建议方案 368
    17.5.1 低、中放废物的处置 368
    17.5.2 高放废物(包括乏燃料和废物)的处置 371
    参考文献 372
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