核電廠運(yùn)行概論

內(nèi)容概要

　　《壓水堆核電廠操縱人員基礎(chǔ)理論培訓(xùn)系列教材：核電廠運(yùn)行概論》是根據(jù)核電基礎(chǔ)理論培訓(xùn)教材編寫大綱要求，在廣泛聽取核電專家意見的基礎(chǔ)上編寫的，是《壓水堆核電廠操縱人員基礎(chǔ)理論培訓(xùn)系列教材》之一，也可供核電廠相關(guān)人員參考。全書共分5章。緒論，重點(diǎn)介紹了核電廠運(yùn)行的特點(diǎn)；介紹核電廠技術(shù)規(guī)格書，這是核電廠最重要的運(yùn)行文件；核電廠正常運(yùn)行，結(jié)合正常運(yùn)行規(guī)程介紹正常運(yùn)行全過程；核電廠異常運(yùn)行，結(jié)合異常運(yùn)行規(guī)程介紹部分異常運(yùn)行；事故，重點(diǎn)介紹了美國三哩島事故后，美國西屋型壓水堆核電廠的應(yīng)急運(yùn)行規(guī)程的特點(diǎn)及內(nèi)容，并介紹了典型事故之一——蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂。最后還給出了兩個(gè)附錄：①全范圍核電廠模擬機(jī)簡介，這是最重要的培訓(xùn)工具；②蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故實(shí)例。

書籍目錄

第1章　緒論1.1　核電廠運(yùn)行特點(diǎn)1.1.1　壓水堆核電廠與化石燃料電廠1.1.2　壓水堆核電廠與研究堆1.1.3　壓水堆核電廠與艦船核動(dòng)力裝置1.2　核電廠運(yùn)行工況分類1.2.1　正常運(yùn)行和運(yùn)行瞬態(tài)1.2.2　中等頻度事件1.2.3　稀有事件1.2.4　極限事故1.3　核電廠工作人員的基本要求1.3.1　安全文化的概念1.3.2　培訓(xùn)1.3.3　經(jīng)驗(yàn)1.4　核電廠的運(yùn)行文件1.4.1　技術(shù)規(guī)格書（Technical Specifications）1.4.2　運(yùn)行規(guī)程復(fù)習(xí)題第2章　核電廠技術(shù)規(guī)格書2.1　概述2.2　定義2.3　安全限值和安全系統(tǒng)限值的設(shè)定2.3.1　安全限值2.3.2　安全系統(tǒng)限值的設(shè)定2.4　運(yùn)行限制條件2.4.1　適用范圍2.4.2　反應(yīng)性控制系統(tǒng)2.4.3　功率分布限值2.4.4　儀表2.4.5　反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)2.4.6　應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)（ECCS）2.4.7　安全殼系統(tǒng)2.4.8　電廠系統(tǒng)2.4.9　電力系統(tǒng)2.4.10　換料運(yùn)行2.4.11　特殊試驗(yàn)2.5　監(jiān)測要求2.6　設(shè)計(jì)特點(diǎn)2.7　行政管理2.8　廣東大亞灣核電廠技術(shù)規(guī)格書簡介復(fù)習(xí)題第3章　核電廠正常運(yùn)行3.1　概述3.2　核電廠加熱升溫3.2.1　初始條件3.2.2　注意事項(xiàng)3.2.3　運(yùn)行操作3.3　反應(yīng)堆啟動(dòng)至最小功率3.3.1　反應(yīng)堆啟動(dòng)過程中的幾個(gè)問題3.3.2　初始條件3.3.3　注意事項(xiàng)3.3.4　運(yùn)行操作3.4　功率運(yùn)行3.4.1　初始條件3.4.2　注意事項(xiàng)3.4.3　運(yùn)行操作3.4.4　常軸向（功率）偏移的運(yùn)行3.4.5　運(yùn)行中的負(fù)荷瞬變3.5　功率運(yùn)行中的兩個(gè)估算——稀釋率與熱平衡計(jì)算3.5.1　稀釋率的確定3.5.2　熱平衡計(jì)算3.6　核電廠停閉——從100％額定功率至冷停堆模式3.6.1　初始條件3.6.2　注意事項(xiàng)3.6.3　運(yùn)行操作復(fù)習(xí)題第4章　核電廠異常運(yùn)行4.1　概述4.2　棒控系統(tǒng)故障4.2.1　功率運(yùn)行時(shí)控制棒組連續(xù)上提4.2.2　控制棒束掉落堆芯4.3　應(yīng)急加硼4.3.1　概述4.3.2　現(xiàn)象4.3.3　動(dòng)作4.4　發(fā)電機(jī)甩負(fù)荷4.4.1　概述4.4.2　現(xiàn)象4.4.3　動(dòng)作4.5　給水流量不充足4.5.1　概述4.5.2　現(xiàn)象4.5.3　動(dòng)作4.6　反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)泄漏4.6.1　概述4.6.2　現(xiàn)象4.6.3　動(dòng)作4.7　反應(yīng)堆冷卻劑泵異常4.7.1　概述4.7.2　失去反應(yīng)堆冷卻劑泵設(shè)備冷卻水4.7.3　失去反應(yīng)堆冷卻劑泵軸封注入水4.8　反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)壓力異常4.8.1　概述4.8.2　反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)壓力高4.8.3　反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)壓力低4.9　儀控通道失效4.9.1　概述4.9.2　一回路系統(tǒng)儀控通道失效4.9.3　二回路系統(tǒng)儀控通道失效4.9.4　芯外核測儀表通道失效復(fù)習(xí)題第5章　事故5.1　概述5.1.1　應(yīng)急響應(yīng)導(dǎo)則（ERG）5.1.2　最佳恢復(fù)導(dǎo)則（ORG）5.1.3　功能恢復(fù)導(dǎo)則（FRG）5.1.4　最佳恢復(fù)導(dǎo)則與功能恢復(fù)導(dǎo)則的轉(zhuǎn)換關(guān)系5.2　未緊急停堆的預(yù)期瞬變（ATWS）5.2.1　概述5.2.2　處理未緊急停堆的預(yù)期瞬變的應(yīng)急運(yùn)行規(guī)程——FRP—S.15.3　蒸汽發(fā)生器傳熱管破損（SGTR）事故5.3.1　蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故概述5.3.2　蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂的瞬變過程5.3.3　處置蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故的應(yīng)急運(yùn)行規(guī)程5.3.4　操縱員及時(shí)干預(yù)下的蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂附錄1　核電廠模擬機(jī)簡介附錄2　蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故實(shí)例復(fù)習(xí)題索引參考文獻(xiàn)

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