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內(nèi)容簡介

　　《大亞灣核電站運(yùn)行教程》是大亞灣核電站主控操縱員和維修及技術(shù)部門工程師必修課程之一。作為主控操縱員，在學(xué)習(xí)本課程之前，尚需通過《大亞灣核電站運(yùn)行教程》的學(xué)習(xí)，并通過本課程的考試合格之后，才能進(jìn)行全范圍模擬機(jī)的培訓(xùn)，繼而參加國家核安全局的執(zhí)照考試，持執(zhí)照后上崗。本教程內(nèi)容的重點(diǎn)在于分析正常工況和事故工況下主要系統(tǒng)和設(shè)備的運(yùn)行狀態(tài)；描述在暫態(tài)工況下主要物理參數(shù)的變化和有關(guān)控制、調(diào)節(jié)系統(tǒng)的動(dòng)作；把物理現(xiàn)象和動(dòng)行限制與電站控制策略聯(lián)系起來；解釋和證明安全系統(tǒng)動(dòng)作的合理性；以及闡述在任何工況下如何使核安全的三要素得到保證。本教程適合于大亞灣核電站運(yùn)行部門主控室操縱員以上崗位及技術(shù)部門主管以上崗位人員學(xué)習(xí)，也可供其它核電站、研究所及高等院校有關(guān)專業(yè)人員參考。

作者簡介

暫缺《大亞核電站運(yùn)行教程》作者簡介

圖書目錄

上冊(cè)
第一章堆芯物理
1.1 基本物理概念
1.2 反應(yīng)性控制
1.3 溫度效應(yīng)
1.4 氙和釤效應(yīng)
1.5 燃耗
1.6 反應(yīng)性平衡
第二章反應(yīng)堆熱工
2.1 壓水堆堆芯設(shè)計(jì)及傳熱特點(diǎn)
2.2 燃料棒的傳熱與冷卻
2.3 堆芯功率分布及其影響因素
2.4 熱工設(shè)計(jì)準(zhǔn)則
2.5 熱通道因子和熱點(diǎn)因子
2.6 泡核沸騰、偏離泡核沸騰及燒毀比
第三章反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的運(yùn)行
3.1 反應(yīng)堆壓力容器
3.2 核燃料的運(yùn)行
3.3 調(diào)節(jié)原理
3.4 蒸汽發(fā)生器
3.5 反應(yīng)堆冷卻劑泵
3.6 穩(wěn)壓器
第四章一回路輔助系統(tǒng)的運(yùn)行
4.1 化學(xué)容積控制系統(tǒng)（RCV）
4.2 反應(yīng)堆硼和水補(bǔ)給系統(tǒng)（REA）
4.3 余熱排出系統(tǒng)（RRA）
4.4 反應(yīng)推和乏燃料水池冷卻和處理系統(tǒng)（PTR）
第五章堆內(nèi)外測量
第六章反應(yīng)堆控制
第七章反應(yīng)堆保護(hù)
下冊(cè)
第八章汽輪發(fā)電機(jī)組熱力回路的運(yùn)行
第九章水化學(xué)及水質(zhì)控制
第十章發(fā)電機(jī)及電氣系統(tǒng)的運(yùn)行
第十一章核安全與安全文化
第十二章技術(shù)規(guī)范介紹
第十三章 F-COR規(guī)程
第十四章機(jī)組的正常運(yùn)行和瞬態(tài)工況
第十五章設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故下的運(yùn)行與專設(shè)安全設(shè)施
附錄一模擬圖元件標(biāo)識(shí)代碼一覽表
附錄二大亞灣核電站基本系統(tǒng)及代號(hào)