船用核反應堆運行與管理

     目錄
   前言
   第一章 緒論
    1.1船用核動力裝置的組成
    1.1.1船用動力裝置類別
    1.1.2船用核動力裝置的發(fā)展
    1.1.3船用核動力裝置的基本組成
    1.2船用核動力裝置的特點
    1.2.1質量指標
    1.2.2尺寸指標
    1.2.3船舶有效功率
    1.2.4機動性指標
    1.2.5隱蔽性
    1.2.6船用核動力裝置的生命力
    1.3船用核反應堆運行工況與特點
    1.3.1運行工況種類
    1.3.2各類運行工況的特點
    1.4船用核反應堆運行規(guī)程概述
    1.4.1運行規(guī)程的類別
    1.4.2運行規(guī)程在運行管理中的地位
    1.5船用核反應堆運行管理的組織和任務
    1.5.1船用核反應堆運行管理的組織
    1.5.2船用核反應堆運行管理的任務
    1.5.3船用核反應堆運行管理與核安全
    習題與思考
   第二章 船用核反應堆的啟動
    2.1初次啟動
    2.1.1系統(tǒng)檢查
    2.1.2系統(tǒng)清洗
    2.1.3水壓試驗
    2.1.4系統(tǒng)綜合調試
    2.1.5裝料與臨界監(jiān)督
    2.1.6反應堆初次臨界
    2.1.7測試與試驗
    2.2正常啟動
    2.2.1核反應堆動力裝置的冷啟動
    2.2.2核反應堆動力裝置的熱啟動
    2.3核反應堆的最佳提棒程序
    2.3.1控制棒效率
    2.3.2最佳提棒程序
    2.4啟動盲區(qū)與中子源
    2.4.1長期停堆后堆內中子源強的估算
    2.4.2核反應堆啟動盲區(qū)的估計
    2.4.3源區(qū)特性
    2.4.4中間區(qū)特性
    2.5核反應堆啟動運行安全分析
    2.5.1臨界判別
    2.5.2從次臨界到臨界的過渡特性
    2.5.3由臨界到超臨界的過渡特性
    2.5.4啟動運行中的反應性變化及估算
    習題與思考
   第三章 船用核反應堆的功率運行
    3.1船用核反應堆功率運行的特點
    3.2功率運行時的功率校準
    3.3功率運行時的運行限值和條件
    3.4穩(wěn)定工況運行
    3.4.1穩(wěn)定工況運行狀態(tài)的監(jiān)督
    3.4.2穩(wěn)定工況運行時控制棒棒柵位置的調整
    3.4.3功率運行時穩(wěn)壓器壓力控制
    3.4.4功率運行時穩(wěn)壓器的水位控制
    3.5變工況運行
    3.5.1提升功率時的操縱
    3.5.2降功率時的操縱
    3.5.3改變工況時堆內主要參數(shù)的變化規(guī)律
    3.6功率運行時堆內反應性的變化及估算
    3.6.1功率運行時堆內反應性變化的主要因素
    3.6.2功率運行中反應性量值的估算
    3.7船用核反應堆功率運行安全分析
    3.7.1船用核反應堆功率運行的安全特征
    3.7.2無外控時反應堆動力裝置的過渡特性
    3.7.3有外控時反應堆動力裝置的過渡特性
    習題與思考
   第四章 船用核反應堆的停閉
    4.1反應堆的冷停閉
    4.1.1冷停閉及其操作過程
    4.1.2冷停閉注意的問題
    4.2反應堆的熱停閉
    4.2.1熱停閉的運行過程
    4.2.2熱停閉的特點與安全
    4.3反應堆的事故停閉
    4.3.1事故停閉的安全原則
    4.3.2事故停閉后的處理
    4.4反應堆停閉后的剩余功率與安全分析
    4.4.1停堆后剩余功率的來源
    4.4.2剩余功率的估算
    4.4.3停堆后的剩余功率及安全分析
    習題與思考
   第五章 船用核反應堆的異常工況運行
    5.1異常工況運行與船舶生命力
    5.2環(huán)路流量不對稱時的運行
    5.2.1雙環(huán)路流量不對稱時的判別與安全限制
    5.2.2三環(huán)路流量不對稱時的判別與安全限制
    5.3環(huán)路溫差不等的異常工況運行
    5.3.1雙環(huán)路溫差不等時的運行監(jiān)督與安全限制
    5.3.2三環(huán)路溫差不等時的運行監(jiān)督與安全限制
    5.4單環(huán)路的運行
    5.4.1單環(huán)路運行的基本過程
    5.4.2單環(huán)路運行安全限制
    5.5控制棒異常狀態(tài)下的運行
    5.5.1局部掉棒狀態(tài)下的運行及限制
    5.5.2連續(xù)提棒狀態(tài)下的運行
    5.5.3局部卡棒情況下的運行
    5.6其他異常工況下的運行
    5.6.1堆內部分燃料元件包殼破損
    5.6.2蒸汽發(fā)生器發(fā)生局部泄漏時的運行
    5.6.3設備冷卻水系統(tǒng)局部泄漏
    5.6.4主泵定子泄漏情況下的運行處理
    5.6.5主機速關情況下的運行
    習題與思考
   第六章 船用核反應堆的事故工況運行
    6.1概述
    6.2失水事故
    6.2.1失水事故產(chǎn)生的原因
    6.2.2失水事故分析
    6.2.3失水事故的判斷和處理
    6.2.4失水事故的預防
    6.3主泵斷電事故
    6.3.1主泵斷電過程分析
    6.3.2主泵斷電的后果
    6.3.3主泵斷電后的處理
    6.4反應性事故
    6.4.1反應堆啟動事故
    6.4.2冷水事故
    6.5蒸汽發(fā)生器U形管破裂事故
    6.6主蒸汽管道破裂事故
    6.6.1事故過程
    6.6.2事故危害
    6.6.3事故分析與處理
    6.7沒有緊急停堆時的預期瞬態(tài)ATWS
    6.7.1事故描述
    6.7.2事故處理
    6.8國外船用核動力裝置發(fā)生事故簡介
    習題與思考
   第七章 船用核反應堆裝置設備的運行管理
    7.1船用核反應堆裝置的日常保養(yǎng)、定期檢查和在役檢查管理
    7.1.1日常檢查保養(yǎng)
    7.1.2定期檢查
    7.1.3在役檢查管理
    7.2船用核反應堆裝置主要設備的管理
    7.2.1壓力容器與堆芯的運行管理
    7.2.2蒸汽發(fā)生器的運行管理
    7.2.3穩(wěn)壓器的運行管理
    7.2.4主冷卻劑泵的運行管理
    7.2.5控制棒驅動機構及控制棒運行管理
    7.2.6電氣設備與控制儀表的管理
    7.3核動力裝置主回路管道、閥門的運行管理
    7.3.1核動力裝置主回路管道運行管理
    7.3.2核動力裝置用閥門的運行管理
    7.4核動力裝置水質管理
    7.4.1水質在核動力裝置安全運行中的地位與要求
    7.4.2水質控制的一般方法
    7.4.3水質管理的分析方法
    7.5核動力反應堆換料運行管理
    7.5.1核燃料更換的主要任務和要求
    7.5.2核反應堆換料的基本程序
    7.5.3反應堆換料中的安全與防護
    7.5.4破損燃料組件的管理
    7.6船用核動力裝置設備質量管理
    7.6.1質量管理的概念
    7.6.2船用核動力裝置的質量管理
    7.7船用核動力裝置的文件、信息管理
    7.7.1文件管理的基本任務
    7.7.2信息管理的基本任務
    習題與思考
   第八章 船用核反應堆裝置維修管理
    8.1概述
    8.1.1維修的一般概念
    8.1.2維修指標
    8.1.3大型核電廠的維修特點
    8.1.4船用核動力裝置維修的特點
    8.2船用核反應堆裝置維修原則
    8.2.1維修的基本原則
    8.2.2裝置的全壽命管理
    8.3船用核反應堆裝置維修管理的基本任務
    8.3.1船用核反應堆裝置維修管理的基本任務
    8.3.2維修管理的安全監(jiān)督
    8.3.3維修管理的質量保證
    8.4船用核反應堆裝置維修管理中的信息反饋
    8.4.1維修信息的分類
    8.4.2信息在維修管理中的作用
    8.4.3信息管理與信息反饋
    習題與思考
   第九章 船用核反應堆裝置的輻射防護管理
    9.1船用核反應堆裝置的輻射防護與標準
    9.2船用核反應堆運行期間的輻射防護與管理
    9.2.1輻射工作區(qū)級劃分及管理
    9.2.2運行期間放射性防護與管理措施
    9.2.3放射工作人員的分級及健康管理
    9.3船用核反應堆的放射性廢物處理
    9.3.1“三廢”處理及管理目標
    9.3.2“三廢”管理的基本要求
    9.3.3放射性“三廢”的來源
    9.3.4放射性“三廢”的分類與收集
    9.3.5放射性“三廢”的處理
    9.4船用核動力裝置輻射事故的處理原則
    習題與思考
   第十章 船用核反應堆的計算機運行控制和管理
    10.1核動力裝置的計算機運行控制與管理的發(fā)展
    10.2計算機對核動力裝置運行控制和管理的形式
    10.2.1控制形式
    10.2.2計算機對核動力裝置運行控制和管理的職能
    10.2.3運行數(shù)據(jù)的采集和管理
    10.2.4核反應堆的在線監(jiān)督管理
    10.2.5反應堆的實時運行控制
    10.3計算機在核動力裝置運行控制中的應用現(xiàn)狀
    10.3.1反應堆計算機控制系統(tǒng)的任務和特點
    10.3.2核動力領域中計算機控制系統(tǒng)的典型應用的形式
    10.3.3典型的核動力裝置微機監(jiān)控系統(tǒng)的應用
    10.3.4美國薩瓦娜反應堆基本管理和運行程序功能
    10.3.5反應堆事故診斷專家系統(tǒng)
    習題與思考
   第十一章 船用核反應堆運行人員的管理
    11.1人因工程學的基本概念
    11.1.1人因工程學研究的范圍、方法、體系
    11.1.2人因工程學在核動力領域中的應用
    11.2人因在船用核反應堆運行管理中的作用與地位
    11.2.1運行人員在船用核反應堆運行管理中的作用與地位
    11.2.2船用核反應堆運行管理人員的基本要求
    11.3核反應堆運行管理人員的培訓與考核
    11.3.1理論培訓
    11.3.2反復訓練
    11.3.3考核評價
    11.4核動力訓練模擬器對運行人員的培訓管理
    11.4.1核動力訓練模擬器在核動力運行管理中的作用
    11.4.2核動力裝置模擬的基本原理
    11.4.3核動力訓練模擬器的基本功能
    11.4.4核動力模擬器的訓練
    習題與思考
   附錄1 國外部分核艦艇反應堆事故與事件
   附錄2 日本船用FDR壓水堆主要技術數(shù)據(jù)
   附錄3 美國潛艇核動力裝置模式堆概況
   附錄4 美國核潛艇的主要參數(shù)
   附錄5 美國潛艇核動力裝置主要性能
   附表1 力
    2 壓力
    3 功、能和熱量
    4 功率
    5 熱流密度
    6 比熱
    7 單位換算
    8a 按溫度排列的飽和蒸汽表
    8b 按壓力排列的飽和蒸汽表