船用核反應(yīng)堆運(yùn)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(diǎn)
    1.2.1質(zhì)量指標(biāo)
    1.2.2尺寸指標(biāo)
    1.2.3船舶有效功率
    1.2.4機(jī)動性指標(biāo)
    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(yīng)堆運(yùn)行工況與特點(diǎn)
    1.3.1運(yùn)行工況種類
    1.3.2各類運(yùn)行工況的特點(diǎn)
    1.4船用核反應(yīng)堆運(yùn)行規(guī)程概述
    1.4.1運(yùn)行規(guī)程的類別
    1.4.2運(yùn)行規(guī)程在運(yùn)行管理中的地位
    1.5船用核反應(yīng)堆運(yùn)行管理的組織和任務(wù)
    1.5.1船用核反應(yīng)堆運(yùn)行管理的組織
    1.5.2船用核反應(yīng)堆運(yùn)行管理的任務(wù)
    1.5.3船用核反應(yīng)堆運(yùn)行管理與核安全
    習(xí)題與思考
   第二章 船用核反應(yīng)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(yàn)
    2.1.4系統(tǒng)綜合調(diào)試
    2.1.5裝料與臨界監(jiān)督
    2.1.6反應(yīng)堆初次臨界
    2.1.7測試與試驗(yàn)
    2.2正常啟動
    2.2.1核反應(yīng)堆動力裝置的冷啟動
    2.2.2核反應(yīng)堆動力裝置的熱啟動
    2.3核反應(yīng)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(nèi)中子源強(qiáng)的估算
    2.4.2核反應(yīng)堆啟動盲區(qū)的估計(jì)
    2.4.3源區(qū)特性
    2.4.4中間區(qū)特性
    2.5核反應(yīng)堆啟動運(yùn)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(yùn)行中的反應(yīng)性變化及估算
    習(xí)題與思考
   第三章 船用核反應(yīng)堆的功率運(yùn)行
    3.1船用核反應(yīng)堆功率運(yùn)行的特點(diǎn)
    3.2功率運(yùn)行時(shí)的功率校準(zhǔn)
    3.3功率運(yùn)行時(shí)的運(yùn)行限值和條件
    3.4穩(wěn)定工況運(yùn)行
    3.4.1穩(wěn)定工況運(yùn)行狀態(tài)的監(jiān)督
    3.4.2穩(wěn)定工況運(yùn)行時(shí)控制棒棒柵位置的調(diào)整
    3.4.3功率運(yùn)行時(shí)穩(wěn)壓器壓力控制
    3.4.4功率運(yùn)行時(shí)穩(wěn)壓器的水位控制
    3.5變工況運(yùn)行
    3.5.1提升功率時(shí)的操縱
    3.5.2降功率時(shí)的操縱
    3.5.3改變工況時(shí)堆內(nèi)主要參數(shù)的變化規(guī)律
    3.6功率運(yùn)行時(shí)堆內(nèi)反應(yīng)性的變化及估算
    3.6.1功率運(yùn)行時(shí)堆內(nèi)反應(yīng)性變化的主要因素
    3.6.2功率運(yùn)行中反應(yīng)性量值的估算
    3.7船用核反應(yīng)堆功率運(yùn)行安全分析
    3.7.1船用核反應(yīng)堆功率運(yùn)行的安全特征
    3.7.2無外控時(shí)反應(yīng)堆動力裝置的過渡特性
    3.7.3有外控時(shí)反應(yīng)堆動力裝置的過渡特性
    習(xí)題與思考
   第四章 船用核反應(yīng)堆的停閉
    4.1反應(yīng)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(yīng)堆的熱停閉
    4.2.1熱停閉的運(yùn)行過程
    4.2.2熱停閉的特點(diǎn)與安全
    4.3反應(yīng)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(yīng)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(xí)題與思考
   第五章 船用核反應(yīng)堆的異常工況運(yùn)行
    5.1異常工況運(yùn)行與船舶生命力
    5.2環(huán)路流量不對稱時(shí)的運(yùn)行
    5.2.1雙環(huán)路流量不對稱時(shí)的判別與安全限制
    5.2.2三環(huán)路流量不對稱時(shí)的判別與安全限制
    5.3環(huán)路溫差不等的異常工況運(yùn)行
    5.3.1雙環(huán)路溫差不等時(shí)的運(yùn)行監(jiān)督與安全限制
    5.3.2三環(huán)路溫差不等時(shí)的運(yùn)行監(jiān)督與安全限制
    5.4單環(huán)路的運(yùn)行
    5.4.1單環(huán)路運(yùn)行的基本過程
    5.4.2單環(huán)路運(yùn)行安全限制
    5.5控制棒異常狀態(tài)下的運(yùn)行
    5.5.1局部掉棒狀態(tài)下的運(yùn)行及限制
    5.5.2連續(xù)提棒狀態(tài)下的運(yùn)行
    5.5.3局部卡棒情況下的運(yùn)行
    5.6其他異常工況下的運(yùn)行
    5.6.1堆內(nèi)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(shí)的運(yùn)行
    5.6.3設(shè)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(yùn)行處理
    5.6.5主機(jī)速關(guān)情況下的運(yùn)行
    習(xí)題與思考
   第六章 船用核反應(yīng)堆的事故工況運(yùn)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(yù)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(yīng)性事故
    6.4.1反應(yīng)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(shí)的預(yù)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(xí)題與思考
   第七章 船用核反應(yīng)堆裝置設(shè)備的運(yùn)行管理
    7.1船用核反應(yīng)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(yīng)堆裝置主要設(shè)備的管理
    7.2.1壓力容器與堆芯的運(yùn)行管理
    7.2.2蒸汽發(fā)生器的運(yùn)行管理
    7.2.3穩(wěn)壓器的運(yùn)行管理
    7.2.4主冷卻劑泵的運(yùn)行管理
    7.2.5控制棒驅(qū)動機(jī)構(gòu)及控制棒運(yùn)行管理
    7.2.6電氣設(shè)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(yùn)行管理
    7.3.1核動力裝置主回路管道運(yùn)行管理
    7.3.2核動力裝置用閥門的運(yùn)行管理
    7.4核動力裝置水質(zhì)管理
    7.4.1水質(zhì)在核動力裝置安全運(yùn)行中的地位與要求
    7.4.2水質(zhì)控制的一般方法
    7.4.3水質(zhì)管理的分析方法
    7.5核動力反應(yīng)堆換料運(yùn)行管理
    7.5.1核燃料更換的主要任務(wù)和要求
    7.5.2核反應(yīng)堆換料的基本程序
    7.5.3反應(yīng)堆換料中的安全與防護(hù)
    7.5.4破損燃料組件的管理
    7.6船用核動力裝置設(shè)備質(zhì)量管理
    7.6.1質(zhì)量管理的概念
    7.6.2船用核動力裝置的質(zhì)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(wù)
    7.7.2信息管理的基本任務(wù)
    習(xí)題與思考
   第八章 船用核反應(yīng)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(biāo)
    8.1.3大型核電廠的維修特點(diǎn)
    8.1.4船用核動力裝置維修的特點(diǎn)
    8.2船用核反應(yīng)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(yīng)堆裝置維修管理的基本任務(wù)
    8.3.1船用核反應(yīng)堆裝置維修管理的基本任務(wù)
    8.3.2維修管理的安全監(jiān)督
    8.3.3維修管理的質(zhì)量保證
    8.4船用核反應(yīng)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(xí)題與思考
   第九章 船用核反應(yīng)堆裝置的輻射防護(hù)管理
    9.1船用核反應(yīng)堆裝置的輻射防護(hù)與標(biāo)準(zhǔn)
    9.2船用核反應(yīng)堆運(yùn)行期間的輻射防護(hù)與管理
    9.2.1輻射工作區(qū)級劃分及管理
    9.2.2運(yùn)行期間放射性防護(hù)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(yīng)堆的放射性廢物處理
    9.3.1“三廢”處理及管理目標(biāo)
    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(xí)題與思考
   第十章 船用核反應(yīng)堆的計(jì)算機(jī)運(yùn)行控制和管理
    10.1核動力裝置的計(jì)算機(jī)運(yùn)行控制與管理的發(fā)展
    10.2計(jì)算機(jī)對核動力裝置運(yùn)行控制和管理的形式
    10.2.1控制形式
    10.2.2計(jì)算機(jī)對核動力裝置運(yùn)行控制和管理的職能
    10.2.3運(yùn)行數(shù)據(jù)的采集和管理
    10.2.4核反應(yīng)堆的在線監(jiān)督管理
    10.2.5反應(yīng)堆的實(shí)時(shí)運(yùn)行控制
    10.3計(jì)算機(jī)在核動力裝置運(yùn)行控制中的應(yīng)用現(xiàn)狀
    10.3.1反應(yīng)堆計(jì)算機(jī)控制系統(tǒng)的任務(wù)和特點(diǎn)
    10.3.2核動力領(lǐng)域中計(jì)算機(jī)控制系統(tǒng)的典型應(yīng)用的形式
    10.3.3典型的核動力裝置微機(jī)監(jiān)控系統(tǒng)的應(yīng)用
    10.3.4美國薩瓦娜反應(yīng)堆基本管理和運(yùn)行程序功能
    10.3.5反應(yīng)堆事故診斷專家系統(tǒng)
    習(xí)題與思考
   第十一章 船用核反應(yīng)堆運(yùn)行人員的管理
    11.1人因工程學(xué)的基本概念
    11.1.1人因工程學(xué)研究的范圍、方法、體系
    11.1.2人因工程學(xué)在核動力領(lǐng)域中的應(yīng)用
    11.2人因在船用核反應(yīng)堆運(yùn)行管理中的作用與地位
    11.2.1運(yùn)行人員在船用核反應(yīng)堆運(yùn)行管理中的作用與地位
    11.2.2船用核反應(yīng)堆運(yùn)行管理人員的基本要求
    11.3核反應(yīng)堆運(yùn)行管理人員的培訓(xùn)與考核
    11.3.1理論培訓(xùn)
    11.3.2反復(fù)訓(xùn)練
    11.3.3考核評價(jià)
    11.4核動力訓(xùn)練模擬器對運(yùn)行人員的培訓(xùn)管理
    11.4.1核動力訓(xùn)練模擬器在核動力運(yùn)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(xùn)練模擬器的基本功能
    11.4.4核動力模擬器的訓(xùn)練
    習(xí)題與思考
   附錄1 國外部分核艦艇反應(yīng)堆事故與事件
   附錄2 日本船用FDR壓水堆主要技術(shù)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