《船用核反应堆运行与管理》求取 ⇩

第一章　绪论1

1.1　船用核动力装置的组成1

1.1.1　船用动力装置类别1

1.1.2　船用核动力装置的发展4

1.1.3　船用核动力装置的基本组成8

1.2　船用核动力装置的特点10

1.2.1　质量指标11

1.2.2　尺寸指标11

1.2.3　船舶有效功率12

1.2.4　机动性指标12

1.2.5　隐蔽性13

1.2.6　船用核动力装置的生命力13

1.3　船用核反应堆运行工况与特点14

1.3.1　运行工况种类14

1.3.2　各类运行工况的特点14

1.4　船用核反应堆运行规程概述15

1.4.1　运行规程的类别15

1.4.2　运行规程在运行管理中的地位15

1.5　船用核反应堆运行管理的组织和任务15

1.5.1　船用核反应堆运行管理的组织15

1.5.2　船用核反应堆运行管理的任务16

1.5.3　船用核反应堆运行管理与核安全18

习题与思考21

第二章　船用核反应堆的启动22

2.1　初次启动22

2.1.1　系统检查22

2.1.2　系统清洗23

2.1.3　水压试验23

2.1.4　系统综合调试24

2.1.5　装料与临界监督28

2.1.6　反应堆初次临界29

2.1.7　测试与试验30

2.2　正常启动31

2.2.1　核反应堆动力装置的冷启动31

2.2.2　核反应堆动力装置的热启动36

2.3　核反应堆的最佳提棒程序38

2.3.1　控制棒效率38

2.3.2　最佳提棒程序38

2.4　启动盲区与中子源38

2.4.1　长期停堆后堆内中子源强的估算38

2.4.2　核反应堆启动盲区的估计41

2.4.3　源区特性42

2.4.4　中间区特性43

2.5　核反应堆启动运行安全分析45

2.5.1　临界判别45

2.5.2　从次临界到临界的过渡特性47

2.5.3　由临界到超临界的过渡特性50

2.5.4　启动运行中的反应性变化及估算52

习题与思考54

第三章　船用核反应堆的功率运行56

3.1　船用核反应堆功率运行的特点56

3.2　功率运行时的功率校准57

3.3　功率运行时的运行限值和条件58

3.4　稳定工况运行58

3.4.1　稳定工况运行状态的监督59

3.4.2　稳定工况运行时控制棒棒栅位置的调整60

3.4.3　功率运行时稳压器压力控制61

3.4.4　功率运行时稳压器的水位控制62

3.5　变工况运行63

3.5.1　提升功率时的操纵63

3.5.2　降功率时的操纵64

3.5.3　改变工况时堆内主要参数的变化规律64

3.6　功率运行时堆内反应性的变化及估算67

3.6.1　功率运行时堆内反应性变化的主要因素67

3.6.2　功率运行中反应性量值的估算67

3.7　船用核反应堆功率运行安全分析70

3.7.1　船用核反应堆功率运行的安全特征70

3.7.2　无外控时反应堆动力装置的过渡特性73

3.7.3　有外控时反应堆动力装置的过渡特性78

习题与思考81

第四章　船用核反应堆的停闭82

4.1　反应堆的冷停闭82

4.1.1　冷停闭及其操作过程82

4.1.2　冷停闭注意的问题84

4.2　反应堆的热停闭84

4.2.1　热停闭的运行过程84

4.2.2　热停闭的特点与安全85

4.3　反应堆的事故停闭85

4.3.1　事故停闭的安全原则85

4.3.2　事故停闭后的处理86

4.4　反应堆停闭后的剩余功率与安全分析86

4.4.1　停堆后剩余功率的来源86

4.4.2　剩余功率的估算87

4.4.3　停堆后的剩余功率及安全分析88

习题与思考91

第五章　船用核反应堆的异常工况运行92

5.1　异常工况运行与船舶生命力92

5.2　环路流量不对称时的运行92

5.2.1　双环路流量不对称时的判别与安全限制92

5.2.2　三环路流量不对称时的判别与安全限制93

5.3　环路温差不等的异常工况运行93

5.3.1　双环路温差不等时的运行监督与安全限制93

5.3.2　三环路温差不等时的运行监督与安全限制94

5.4　单环路的运行94

5.4.1　单环路运行的基本过程95

5.4.2　单环路运行安全限制96

5.5　控制棒异常状态下的运行96

5.5.1　局部掉棒状态下的运行及限制96

5.5.2　连续提棒状态下的运行98

5.5.3　局部卡棒情况下的运行100

5.6　其他异常工况下的运行101

5.6.1　堆内部分燃料元件包壳破损101

5.6.2　蒸汽发生器发生局部泄漏时的运行101

5.6.3　设备冷却水系统局部泄漏102

5.6.4　主泵定子泄漏情况下的运行处理102

5.6.5　主机速关情况下的运行102

习题与思考103

第六章　船用核反应堆的事故工况运行104

6.1　概述104

6.2　失水事故105

6.2.1失水事故产生的原因105

6.2.2　失水事故分析105

6.2.3　失水事故的判断和处理107

6.2.4　失水事故的预防108

6.3　主泵断电事故109

6.3.1　主泵断电过程分析109

6.3.2　主泵断电的后果110

6.3.3　主泵断电后的处理110

6.4　反应性事故110

6.4.1　反应堆启动事故110

6.4.2　冷水事故113

6.5　蒸汽发生器U形管破裂事故113

6.6　主蒸汽管道破裂事故114

6.6.1　事故过程114

6.6.2　事故危害115

6.6.3　事故分析与处理115

6.7没有紧急停堆时的预期瞬态ATWS117

6.7.1　事故描述117

6.7.2　事故处理118

6.8　国外船用核动力装置发生事故简介118

习题与思考120

第七章　船用核反应堆装置设备的运行管理121

7.1　船用核反应堆装置的日常保养、定期检查和在役检查管理121

7.1.1日常检查保养121

7.1.2　定期检查121

7.1.3　在役检查管理121

7.2　船用核反应堆装置主要设备的管理125

7.2.1　压力容器与堆芯的运行管理125

7.2.2　蒸汽发生器的运行管理131

7.2.3　稳压器的运行管理135

7.2.4　主冷却剂泵的运行管理136

7.2.5　控制棒驱动机构及控制棒运行管理140

7.2.6　电气设备与控制仪表的管理142

7.3　核动力装置主回路管道、阀门的运行管理144

7.3.1　核动力装置主回路管道运行管理144

7.3.2　核动力装置用阀门的运行管理145

7.4　核动力装置水质管理150

7.4.1　水质在核动力装置安全运行中的地位与要求150

7.4.2　水质控制的一般方法152

7.4.3　水质管理的分析方法154

7.5　核动力反应堆换料运行管理155

7.5.1　核燃料更换的主要任务和要求155

7.5.2　核反应堆换料的基本程序155

7.5.3　反应堆换料中的安全与防护157

7.5.4　破损燃料组件的管理158

7.6　船用核动力装置设备质量管理158

7.6.1　质量管理的概念158

7.6.2　船用核动力装置的质量管理159

7.7　船用核动力装置的文件、信息管理161

7.7.1　文件管理的基本任务161

7.7.2　信息管理的基本任务162

习题与思考162

第八章　船用核反应堆装置维修管理163

8.1　概述163

8.1.1　维修的一般概念163

8.1.2　维修指标163

8.1.3　大型核电厂的维修特点164

8.1.4　船用核动力装置维修的特点164

8.2　船用核反应堆装置维修原则165

8.2.1　维修的基本原则165

8.2.2　装置的全寿命管理166

8.3　船用核反应堆装置维修管理的基本任务168

8.3.1　船用核反应堆装置维修管理的基本任务168

8.3.2　维修管理的安全监督169

8.3.3　维修管理的质量保证169

8.4　船用核反应堆装置维修管理中的信息反馈172

8.4.1　维修信息的分类172

8.4.2　信息在维修管理中的作用174

8.4.3　信息管理与信息反馈174

习题与思考175

第九章　船用核反应堆装置的辐射防护管理176

9.1　船用核反应堆装置的辐射防护与标准176

9.2　船用核反应堆运行期间的辐射防护与管理177

9.2.1　辐射工作区级划分及管理177

9.2.2　运行期间放射性防护与管理措施180

9.2.3　放射工作人员的分级及健康管理181

9.3　船用核反应堆的放射性废物处理182

9.3.1　“三废”处理及管理目标182

9.3.2　“三废”管理的基本要求182

9.3.3　放射性“三废”的来源182

9.3.4　放射性“三废”的分类与收集183

9.3.5　放射性“三废”的处理183

9.4　船用核动力装置辐射事故的处理原则184

习题与思考185

第十章　船用核反应堆的计算机运行控制和管理186

10.1　核动力装置的计算机运行控制与管理的发展186

10.2　计算机对核动力装置运行控制和管理的形式186

10.2.1　控制形式186

10.2.2　计算机对核动力装置运行控制和管理的职能188

10.2.3　运行数据的采集和管理188

10.2.4　核反应堆的在线监督管理188

10.2.5　反应堆的实时运行控制189

10.3　计算机在核动力装置运行控制中的应用现状190

10.3.1　反应堆计算机控制系统的任务和特点190

10.3.2　核动力领域中计算机控制系统的典型应用的形式190

10.3.3　典型的核动力装置微机监控系统的应用194

10.3.4　美国萨瓦娜反应堆基本管理和运行程序功能196

10.3.5　反应堆事故诊断专家系统197

习题与思考202

第十一章　船用核反应堆运行人员的管理203

11.1　人因工程学的基本概念203

11.1.1　人因工程学研究的范围、方法、体系203

11.1.2　人因工程学在核动力领域中的应用204

11.2　人因在船用核反应堆运行管理中的作用与地位205

11.2.1　运行人员在船用核反应堆运行管理中的作用与地位205

11.2.2　船用核反应堆运行管理人员的基本要求207

11.3　核反应堆运行管理人员的培训与考核208

11.3.1　理论培训208

11.3.2　反复训练208

11.3.3　考核评价209

11.4　核动力训练模拟器对运行人员的培训管理209

11.4.1　核动力训练模拟器在核动力运行管理中的作用209

11.4.2　核动力装置模拟的基本原理209

11.4.3　核动力训练模拟器的基本功能212

11.4.4　核动力模拟器的训练213

习题与思考214

附录1　国外部分核舰艇反应堆事故与事件215

附录2日本船用FDR压水堆主要技术数据216

附录3　美国潜艇核动力装置模式堆概况217

附录5　美国潜艇核动力装置主要性能218

附表1　力219

2压力219

3　功、能和热量219

4　功率220

5　热流密度220

6 比热220

7　单位换算220

8a　按温度排列的饱和蒸汽表220

8b　按压力排列的饱和蒸汽表221