船用核反应堆运行与管理

     目录
   前言
   第一章 绪论
    1.1船用核动力装置的组成
    1.1.1船用动力装置类别
    1.1.2船用核动力装置的发展
    1.1.3船用核动力装置的基本组成
    1.2船用核动力装置的特点
    1.2.1质量指标
    1.2.2尺寸指标
    1.2.3船舶有效功率
    1.2.4机动性指标
    1.2.5隐蔽性
    1.2.6船用核动力装置的生命力
    1.3船用核反应堆运行工况与特点
    1.3.1运行工况种类
    1.3.2各类运行工况的特点
    1.4船用核反应堆运行规程概述
    1.4.1运行规程的类别
    1.4.2运行规程在运行管理中的地位
    1.5船用核反应堆运行管理的组织和任务
    1.5.1船用核反应堆运行管理的组织
    1.5.2船用核反应堆运行管理的任务
    1.5.3船用核反应堆运行管理与核安全
    习题与思考
   第二章 船用核反应堆的启动
    2.1初次启动
    2.1.1系统检查
    2.1.2系统清洗
    2.1.3水压试验
    2.1.4系统综合调试
    2.1.5装料与临界监督
    2.1.6反应堆初次临界
    2.1.7测试与试验
    2.2正常启动
    2.2.1核反应堆动力装置的冷启动
    2.2.2核反应堆动力装置的热启动
    2.3核反应堆的最佳提棒程序
    2.3.1控制棒效率
    2.3.2最佳提棒程序
    2.4启动盲区与中子源
    2.4.1长期停堆后堆内中子源强的估算
    2.4.2核反应堆启动盲区的估计
    2.4.3源区特性
    2.4.4中间区特性
    2.5核反应堆启动运行安全分析
    2.5.1临界判别
    2.5.2从次临界到临界的过渡特性
    2.5.3由临界到超临界的过渡特性
    2.5.4启动运行中的反应性变化及估算
    习题与思考
   第三章 船用核反应堆的功率运行
    3.1船用核反应堆功率运行的特点
    3.2功率运行时的功率校准
    3.3功率运行时的运行限值和条件
    3.4稳定工况运行
    3.4.1稳定工况运行状态的监督
    3.4.2稳定工况运行时控制棒棒栅位置的调整
    3.4.3功率运行时稳压器压力控制
    3.4.4功率运行时稳压器的水位控制
    3.5变工况运行
    3.5.1提升功率时的操纵
    3.5.2降功率时的操纵
    3.5.3改变工况时堆内主要参数的变化规律
    3.6功率运行时堆内反应性的变化及估算
    3.6.1功率运行时堆内反应性变化的主要因素
    3.6.2功率运行中反应性量值的估算
    3.7船用核反应堆功率运行安全分析
    3.7.1船用核反应堆功率运行的安全特征
    3.7.2无外控时反应堆动力装置的过渡特性
    3.7.3有外控时反应堆动力装置的过渡特性
    习题与思考
   第四章 船用核反应堆的停闭
    4.1反应堆的冷停闭
    4.1.1冷停闭及其操作过程
    4.1.2冷停闭注意的问题
    4.2反应堆的热停闭
    4.2.1热停闭的运行过程
    4.2.2热停闭的特点与安全
    4.3反应堆的事故停闭
    4.3.1事故停闭的安全原则
    4.3.2事故停闭后的处理
    4.4反应堆停闭后的剩余功率与安全分析
    4.4.1停堆后剩余功率的来源
    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
    习题与思考
   第五章 船用核反应堆的异常工况运行
    5.1异常工况运行与船舶生命力
    5.2环路流量不对称时的运行
    5.2.1双环路流量不对称时的判别与安全限制
    5.2.2三环路流量不对称时的判别与安全限制
    5.3环路温差不等的异常工况运行
    5.3.1双环路温差不等时的运行监督与安全限制
    5.3.2三环路温差不等时的运行监督与安全限制
    5.4单环路的运行
    5.4.1单环路运行的基本过程
    5.4.2单环路运行安全限制
    5.5控制棒异常状态下的运行
    5.5.1局部掉棒状态下的运行及限制
    5.5.2连续提棒状态下的运行
    5.5.3局部卡棒情况下的运行
    5.6其他异常工况下的运行
    5.6.1堆内部分燃料元件包壳破损
    5.6.2蒸汽发生器发生局部泄漏时的运行
    5.6.3设备冷却水系统局部泄漏
    5.6.4主泵定子泄漏情况下的运行处理
    5.6.5主机速关情况下的运行
    习题与思考
   第六章 船用核反应堆的事故工况运行
    6.1概述
    6.2失水事故
    6.2.1失水事故产生的原因
    6.2.2失水事故分析
    6.2.3失水事故的判断和处理
    6.2.4失水事故的预防
    6.3主泵断电事故
    6.3.1主泵断电过程分析
    6.3.2主泵断电的后果
    6.3.3主泵断电后的处理
    6.4反应性事故
    6.4.1反应堆启动事故
    6.4.2冷水事故
    6.5蒸汽发生器U形管破裂事故
    6.6主蒸汽管道破裂事故
    6.6.1事故过程
    6.6.2事故危害
    6.6.3事故分析与处理
    6.7没有紧急停堆时的预期瞬态ATWS
    6.7.1事故描述
    6.7.2事故处理
    6.8国外船用核动力装置发生事故简介
    习题与思考
   第七章 船用核反应堆装置设备的运行管理
    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
    7.1.1日常检查保养
    7.1.2定期检查
    7.1.3在役检查管理
    7.2船用核反应堆装置主要设备的管理
    7.2.1压力容器与堆芯的运行管理
    7.2.2蒸汽发生器的运行管理
    7.2.3稳压器的运行管理
    7.2.4主冷却剂泵的运行管理
    7.2.5控制棒驱动机构及控制棒运行管理
    7.2.6电气设备与控制仪表的管理
    7.3核动力装置主回路管道、阀门的运行管理
    7.3.1核动力装置主回路管道运行管理
    7.3.2核动力装置用阀门的运行管理
    7.4核动力装置水质管理
    7.4.1水质在核动力装置安全运行中的地位与要求
    7.4.2水质控制的一般方法
    7.4.3水质管理的分析方法
    7.5核动力反应堆换料运行管理
    7.5.1核燃料更换的主要任务和要求
    7.5.2核反应堆换料的基本程序
    7.5.3反应堆换料中的安全与防护
    7.5.4破损燃料组件的管理
    7.6船用核动力装置设备质量管理
    7.6.1质量管理的概念
    7.6.2船用核动力装置的质量管理
    7.7船用核动力装置的文件、信息管理
    7.7.1文件管理的基本任务
    7.7.2信息管理的基本任务
    习题与思考
   第八章 船用核反应堆装置维修管理
    8.1概述
    8.1.1维修的一般概念
    8.1.2维修指标
    8.1.3大型核电厂的维修特点
    8.1.4船用核动力装置维修的特点
    8.2船用核反应堆装置维修原则
    8.2.1维修的基本原则
    8.2.2装置的全寿命管理
    8.3船用核反应堆装置维修管理的基本任务
    8.3.1船用核反应堆装置维修管理的基本任务
    8.3.2维修管理的安全监督
    8.3.3维修管理的质量保证
    8.4船用核反应堆装置维修管理中的信息反馈
    8.4.1维修信息的分类
    8.4.2信息在维修管理中的作用
    8.4.3信息管理与信息反馈
    习题与思考
   第九章 船用核反应堆装置的辐射防护管理
    9.1船用核反应堆装置的辐射防护与标准
    9.2船用核反应堆运行期间的辐射防护与管理
    9.2.1辐射工作区级划分及管理
    9.2.2运行期间放射性防护与管理措施
    9.2.3放射工作人员的分级及健康管理
    9.3船用核反应堆的放射性废物处理
    9.3.1“三废”处理及管理目标
    9.3.2“三废”管理的基本要求
    9.3.3放射性“三废”的来源
    9.3.4放射性“三废”的分类与收集
    9.3.5放射性“三废”的处理
    9.4船用核动力装置辐射事故的处理原则
    习题与思考
   第十章 船用核反应堆的计算机运行控制和管理
    10.1核动力装置的计算机运行控制与管理的发展
    10.2计算机对核动力装置运行控制和管理的形式
    10.2.1控制形式
    10.2.2计算机对核动力装置运行控制和管理的职能
    10.2.3运行数据的采集和管理
    10.2.4核反应堆的在线监督管理
    10.2.5反应堆的实时运行控制
    10.3计算机在核动力装置运行控制中的应用现状
    10.3.1反应堆计算机控制系统的任务和特点
    10.3.2核动力领域中计算机控制系统的典型应用的形式
    10.3.3典型的核动力装置微机监控系统的应用
    10.3.4美国萨瓦娜反应堆基本管理和运行程序功能
    10.3.5反应堆事故诊断专家系统
    习题与思考
   第十一章 船用核反应堆运行人员的管理
    11.1人因工程学的基本概念
    11.1.1人因工程学研究的范围、方法、体系
    11.1.2人因工程学在核动力领域中的应用
    11.2人因在船用核反应堆运行管理中的作用与地位
    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
    11.2.2船用核反应堆运行管理人员的基本要求
    11.3核反应堆运行管理人员的培训与考核
    11.3.1理论培训
    11.3.2反复训练
    11.3.3考核评价
    11.4核动力训练模拟器对运行人员的培训管理
    11.4.1核动力训练模拟器在核动力运行管理中的作用
    11.4.2核动力装置模拟的基本原理
    11.4.3核动力训练模拟器的基本功能
    11.4.4核动力模拟器的训练
    习题与思考
   附录1 国外部分核舰艇反应堆事故与事件
   附录2 日本船用FDR压水堆主要技术数据
   附录3 美国潜艇核动力装置模式堆概况
   附录4 美国核潜艇的主要参数
   附录5 美国潜艇核动力装置主要性能
   附表1 力
    2 压力
    3 功、能和热量
    4 功率
    5 热流密度
    6 比热
    7 单位换算
    8a 按温度排列的饱和蒸汽表
    8b 按压力排列的饱和蒸汽表