具体描述
内容简介
本书着重描述大亚湾核电站各种系统设备的功能，系统流程，设备规范，运行参数，性能保证和安全等方
面内容。
全书分上中下三册出版。下册共三篇：第七篇核电站运行（理论基础、核燃料管理、核电站运行总规程、核
电站的正常运行、核电站设计事故及处理、核电站的维修、经验反馈和电站改进、运行期间的质量保证）；第八
篇核电站安全（核电站的安全原则、核电站的安全监督、核电站安全设施、核辐射防护措施、核电站三废排放、
假想事故分析、厂区应急计划）；第九篇核电站建筑物（概述、厂房及构筑物、厂区构筑物、土建工程竣工文件
和档案、结构监测）。
本书可供核电站各专业的运行维修人员和技术管理人员阅读，对一些大型工程项目的工程技术人员及
有关大专院校人员也有参考价值。
作者简介
目录信息
第七篇 核电站运行
第29章 理论基础
29.1核反应堆物理基础
29.1.1原子核及核裂变
29.1.2四因子公式
29.1.3临界
29.1.4反应堆动力学方程
29.1.5反应性控制
29.1.6裂变产物和中毒
29.1.7钚再生和转换系数
29.1.8堆芯物理限值
29.2传热学基础
29.1.2概述
29.2.2传热的基本规律
29.2.3燃料棒内的传热
29.2.4单相流体的对流传热
29.2.5沸腾和凝结
29.2.6热量的传送和总传热系数
29.3流体力学基础
29.3.1堆芯的流量分布
29.3.2一回路的压力损失
29.3.3离心式水泵的工作特性
29.3.4堆芯冷却剂流动不稳定性问题
29.3.5蒸汽发生器二次侧的流动特性
29.3.6管道断裂时流体的喷放
29.4工程热力学基础
29.4.1水蒸气
29.4.2热力循环的热效率
29.4.3卡诺循环
29.4.4热力循环中的不可逆性
29.4.5朗肯循环
29.4.6提高蒸汽动力循环热效率的途径
29.4.7大亚湾核电站蒸汽动力循环的热效率
29.5力学基础
29.5.1压力容器破坏的形式
29.5.2载荷和应力
29.5.3材料性能
29.5.4简单几何形状容器中的应力强度
29.5.5热应力
29.5.6断裂判据
29.5.7疲劳断裂
29.5.8蠕变
29.5.9压力容器设计
29.5.10中子辐照对反应堆压力容器设计的影响
29.5.11管道设计
29.6运行梯形图
29.6.1运行梯形图的原理
29.6.2运行梯形图的限值
29.6.3运行梯形图的应用
第30章 核燃料管理
30.1概述
30.2堆芯描述
30.2.1燃料组件
30.2.2可燃毒物组件
30.2.3棒束控制组件
30.2.4中子源组件
30.3反应性温度系数及反应性控制
30.3.1反应性温度系数
30.3.2反应性控制
30.4堆芯燃耗
30.4.1核燃料中同位素生成和燃耗
30.4.2裂变产物形成的中毒
30.4.3燃耗计算
30.5堆芯功率能力
30.5.1灰模型（G模式）
30.5.2负荷跟踪
30.5.3R棒“咬量”及插入极限
30.5.4LOCA计算机
30.6反应堆动力学――动态参数
30.6.1缓发中子
30.6.2反应性反馈模型
30.7堆芯装载原理及换料方式
30.7.1换料周期
30.7.2装载原理及换料方式
30.7.3低泄漏换料堆芯设计
第31章 核电站运行总规程
31.1运行标准状态
31.1.1冷停堆状态
31.1.2中间停堆状态
31.1.3热停堆状态
31.1.4热备用状态
31.1.5功率运行状态
31.2运行模式
31.3经济运行
31.3.1允许运行范围
31.3.2一回路平均温度
31.3.3对技术规范书的修改
31.3.4运行规程的修改
31.3.5机组对电网频率的调节
31.3.6对给水系统的限制
31.3.7稳压器水位定值的修改
31.3.8对功率测量通道的修改
31.3.9对蒸汽旁路系统的修改
31.3.10防止一回路意外硼化而停堆
31.4异常事故下的运行
31.4.1异常规程（I）
31.4.2事故规程（A）
31.4.3极限事故规程
31.4.4警告信号卡及DEC的应用
31.5安全条件
31.5.1安全限值
31.5.2与核安全相关的设备及可用性
31.6周期性试验
31.6.1概述
31.6.2周期性试验分类
31.6.3周期性试验管理
31.6.4周期性试验的实施
第32章 核电站的正常运行
32.1正常启动
32.1.1由冷停堆向热备用状态的过渡（G1）
32.1.2正常启动的准备
32.1.3逼近临界和达到临界
32.1.4从热备用过渡到功率运行
32.1.5过渡期间二回路的准备和启动
32.2正常停运
32.2.1计划停堆
32.2.2有氙毒的热停堆
32.2.3从热停堆过渡到冷停堆
32.3停堆和停机后的保养
32.3.1核岛各系统的保养
32.3.2常规岛各系统的保养
第33章 核电站设计事故及处理
33.1反应性事故
33.1.1概述
33.1.2危险
33.1.3保护方法
33.2断电事故和断流事故
33.2.1断电事故
33.2.2断流事故
33.3发电机甩负荷事故
33.3.1概述
33.3.2引起发电机甩负荷的原因
33.3.3发电机甩负荷的瞬态响应
33.4失水事故
33.4.1概述
33.4.2装置的特性
33.4.3失水事故造成的危险
33.4.4保护方法
33.4.5研究结果
33.4.6规程
33.5主蒸汽管道破裂事故
33.5.1概述
33.5.2事故的后果
33.5.3保护措施
33.5.4事故的物理变化过程
33.5.5事故分析中的假设
33.5.6事故举例
33.5.7规程介绍
33.6蒸汽发生器管子断裂事故
33.6.1概述
33.6.2保护手段
33.6.3操纵员不干预时一回路参数
的演变
33.6.4操纵员介入前二回路参数演变
33.6.5操纵员的干预
33.6.6事故规程
第34章 核电站的维修
34.1概述
34.2维修类别
34.2.1维修类别
34.2.2维修级别的划分
34.3维修组织
34.3.1维修组织的机构设置
34.3.2维修的基本目标
34.3.3维修人员的培训与授权
34.4维修组织的各项职能
34.4.1定期的监督与检查
34.4.2制定预防性维修计划
34.4.3工作准备与文件准备
34.4.4维修活动的实施
34.4.5进度控制
34.4.6维修活动的成本管理
34.4.7备品备件与专用工具
34.4.8与运行部门的接口和联络
34.5核电站的维修特点
34.5.1核安全及其与维修的关系
34.5.2质量保证
34.5.3辐射防护
34.5.4停堆周期
34.5.5放射性区域的封闭与出入
34.5.6蒸汽特征
34.6维修指标
34.6.1设备可用率
34.6.2维修质量与设备可靠性
34.6.3辐射剂量指标
34.6.4维修费用
34.7预防性维修
34.7.1维修方针政策的制订
34.7.2判断性维修
34.7.3设备改进
34.7.4可靠性维修
34.8换料停堆大修
34.8.1计划的制订
34.8.2大修前的准备工作
34.8.3大修的实施
34.8.4与国家核安全局的联系
34.8.5经验反馈与最终报告
34.9核电站主要设备的维修纲要
34.9.1核蒸汽供应系统
34.9.2安全壳――反应堆厂房
34.9.3汽轮机组
34.9.4发电机
34.9.5变压器
34.9.6汽轮机主要辅助设备
34.9.7管道与阀门
34.9.8电气辅助设备
34.9.9仪表与控制系统
34.10结束语
第35章 经验反馈和电站改进
35.1经验反馈
35.2事件报告制度
35.3电站改进
第36章 运行期间的质量保证
36.1质量保证组织机构
36.1.1两级质保组织的职责分工
36.1.2质保组织的独立性
36.1.3质保人员的培训和授权
36.2运行质量保证大纲（OQAP）
36.2.1运行质量保证大纲的制定
36.2.2运行质量保证大纲的内容
36.2.3质保大纲的管理部门审评
36.2.4质保大纲的适用范围及核电站物项和服务的分级
36.3管理程序――一电站质量管理手册（PQOM）
36.3.1程序的制定和分类
36.3.2质量管理手册的特点和结构
36.4核电站人员的培训和授权
36.5大亚湾核电站的质量验证
系统
36.5.1质量控制系统――第一级验证
36.5.2质保监督和文件审查――第二
级验证
36.5.3质量监查和评价――第三级
验证
36.5.4质保对缺陷的处理跟踪系统
36.5.5质保统计数据和质量趋势
分析
36.6核安全审评体系
36.7核电站换料大修的质量保证
工作
36.7.1质保组织保证和人员培训
36.7.2标准检查清单
36.7.3质保通知点
36.7.4大修准备及实施过程中的
质保检查
第八篇 核电站安全
第37章 核电站的安全原则
37.1核电站的安全目标
37.1.1总目标
37.1.2辅助目标
37.2核电站的安全原则
37.2.1核安全基本原则
37.2.2有关核安全的具体原则
37.3核安全法规
37.3.1我国有关核电站的安全法规
37.3.2法国的有关核安全法规
37.3.3国际原子能机构（IAEA）推荐
的法规
第38章 核电站的安全监督
38.1核电站的安全审管机构
38.1.1国家核安全局
38.1.2国家环境保护局
38.1.3核电站的主管部门
38.2核安全许可证制度
38.2.1许可证内容
38.2.2许可证申请程序
38.2.3许可证审批程序
38.3核安全检查
38.3.1检查的范围
38.3.2核安全检查的方法和程序
38.3.3环保方面的检查
38.3.4主管部门的检查
38.3.5对营运单位的要求
38.4核电站的报告制度
38.4.1营运单位的报告制度
38.4.2地区监督站的报告制度
第39章 核电站的安全设施
39.1总的安全要求
39.1.1纵深防御概念
39.1.2安全设计的依据
39.1.3安全限制
39.2核电站安全屏障
39.2.1核燃料包壳
39.2.2反应堆冷却剂压力边界
39.2.3安全壳
39.3专用安全设施
39.3.1安全注入系统（RIS）
39.3.2安全壳喷淋系统（EAS）
39.3.3安全壳内大气监测系统（ETY）
39.3.4辅助给水系统（ASG）
39.3.5安全壳隔离系统
39.3.6专用安全设施的支持系统
第40章 核辐射防护措施
40.1核辐射影响及其防护
40.1.1核电站辐射来源及其防护
40.1.2核辐射防护的目的和一般原则
40.1.3辐射防护基本概念和单位
40.2辐射剂量限值及其控制原则
40.2.1核电站工作人员的剂量限值
及其控制原则
40.2.2核电站周围公众的剂量限值
及其控制
40.2.3表面污染的控制水平
40.2.4事故和应急照射
40.3核辐射防护管理机构
40.3.1组织机构及其任务
40.3.2辐射防护规定、规程和细则
40.3.3申报、登记、批准
40.3.4工作人员的教育和培训
40.4工作人员的辐射防护
40.4.1运行期间工作人员的辐射防护
40.4.2事故情况下工作人员的辐射
防护
40.5辐射防护监测的措施
40.5.1工作人员个人剂量监测
40.5.2工作场所的监测
40.5.3排出物和环境监测
40.5.4事故监测
40.5.5辐射监测的质量保证
40.6放射性物质辐射防护管理
措施
40.6.1放射性废物管理原则
40.6.2放射性气体和液体排放
40.6.3放射性固体废物管理
40.6.4放射性物质的贮存、装卸和运
输
40.7核电站周围公众的辐射防护
40.7.1运行期间周围公众的辐射防护
40.7.2事故情况下周围公众的辐射
防护
40.8辐射事故的管理
40.9工作人员的医学检查和健康
管理
40.9.1常规医学监督和检查
40.9.2异常受照人员的医学处理
第41章 核电站三废排放
41.1三废的产生及源项
41.1.1裂变产物
41.1.2活化和腐蚀产物
41.1.3关于反应堆冷却剂放射性
41.1.4关于二回路系统中的放射性
41.1.5关于氚的产生
41.1.6运行模式的影响
41.2三废排放管理
41.2.1排放标准
41.2.2废液排放
41.2.3废气排放
41.2.4固体废物管理
第42章 假想事故分析
42.1设计基准事故
42.1.1四类工况
42.1.2有放射性后果的七种主要事故
42.1.3事故规程（A规程）
42.2预先分析过的超设计基准
事故
42.2.1H规程
42.2.2无紧急停堆的预期暂态（ATWT）
42.3未预先分析过的超设计基准
事故
42.3.1U1规程（防止堆芯熔化的极限
规程）
42.3.2U2规程（减轻严重事故后果的
极限规程）
42.3.3U3规程（H4－U3规程）
42.3.4U4规程（减轻严重事故后果的
极限规程）
42.3.5U5规程（减轻严重事故后果的
极限规程）
第43章 厂区应急计划
43.1厂区应急组织
43.1.1正常管理与运行组织
43.1.2GNPS应急响应组织
43.1.3外部应急支援组织
43.2应急状态划分
43.2.1应急状态分级
43.2.2应急计划区（EPZS）
43.3应急设施和设备
43.3.1主控室
43.3.2紧急停堆盘
43.3.3技术支援中心
43.3.4应急管理中心
43.3.5应急检修中心
43.3.6应急通讯设施
433.7监测和评价设施
43.3.8职业医疗中心
43.3.9JVC支援中心
43.3.10公众信息中心
43.4应急响应行动
43.4.1厂内应急防护响应
43.4.2厂外应急防护行动的建议
43.4.3应急人员辐射照射控制
43.4.4应急状态终止和正常秩序的
恢复
43.4.5应急响应与终止的记录和报告
43.5应急计划的审批和更新
第九篇 核电站建筑物
第44章 概述
44.1土建工程量
44.1.1土建工程规模
44.1.2土建工程概况
44.1.3土建工程进度
44.1.4完成的主要土建工程量
44.2土建工程设计准则
44.2.1设计规范、标准和技术条件
44.2.2土建厂房的设计与计算
44.2.3土建厂房设计荷载
44.3大亚湾核电站土建工程中的
特殊结构
44.3.1反应堆厂房安全壳
44.3.2安全壳钢衬里
44.3.3不锈钢工程
44.3.4重砼工程
44.3.5防巨风及外来飞射物的特殊
结构
44.3.6主蒸汽管道防甩支架
44.3.7防重物跌落的结构
44.3.8防内部飞射物撞击的结构
44.3.9负压建筑物
44.3.10保温夹心墙体结构
44.3.11巨型筏基防水结构和砼浇注
44.3.12安全壳的预埋件
44.3.13铅结构工程
44.3.14防波堤巨型槽型块安放工程
44.3.15道路底层全部铺设过滤布
44.3.16安全壳施工中杜卡模板的采用
44.3.17形状奇特的联合泵站进、出水
口施工模板
44.3.18复杂几何形状光滑曲面的散水
墙工程
44.3.19耐高温防火漆的应用
44.3.20大型砼布料机的广泛应用
44.3.212m水头压力水下密封堵孔
44.4土建施工过程中的重大事件
44.4.11号反应堆厂房筏基漏筋事故
44.4.21号反应堆厂房钢衬里牛腿返
修事故
第45章 厂房及构筑物
45.1核岛土建工程的厂房及构筑
物
45.1.11号和2号反应堆厂房
45.1.21号和2号燃料厂房和换料水池
45.1.31号和2号电气厂房的连接厂房
45.1.4公共电气厂房
45.1.5核辅助厂房
45.1.61号和2号辅助给水贮存罐厂房
45.1.71号和2号柴油机厂房
45.1.81号和2号反应堆厂房龙门架
45.1.91号和2号停堆用更衣室
45.1.10连接塔
45.2常规岛部分土建工程的厂房
及构筑物
45.2.11号和2号汽机厂房
45.2.2润滑油传送间
45.2.31号和2号汽机通风间
45.2.41号和2号联合泵站与泵站附
属建筑
45.3核电站配套设施厂房建筑
（BOP厂房建筑）
45.3.1NI/BOP厂房建筑物
45.3.2CI/BOP厂房建筑物
45.3.3其它BOP厂房建筑物
45.4二期海工构筑物
45.4.1进水渠
45.4.2排水渠
45.4.3防波堤
45.4.4设备码头
45.4.5溃坝防护堤
第46章 厂区构筑物
46.1网络工程
46.1.1网络工程概况
46.1.2地下管网总体设计及布置
46.2厂区道路
46.2.1概况
46.2.2道路结构特点及要求
46.3其它构筑物
46.3.1GC废液排放沟
46.3.2GS排水道
46.3.3围栏
第47章 土建工程竣工文件和档案
47.1概述
47.2厂址选择和前期工程文件
47.2.1厂址选择文件
47.2.2工程勘测文件
47.2.3设计基础资料
47.2.4前期工程文件
47.3土建合同文件
47.4项目控制与协调文件
47.5土建设计文件
47.5.1工程项目分类
47.5.2土建设计文件分类
47.6土建施工文件
47.6.1土建施工综合文件
47.6.2现场施工文件
47.6.3土建施工完工报告和土建安装
完工报告
47.6.4土建竣工图（CAE图纸）
47.6.5土建施工记录档案
第48章 结构监测
48.1概述
48.2结构监测系统
48.3结构形变监测
48.3.1精密水准测量
48.3.2静力水准测量
48.3.3垂线水平位移测量
48.3.4应变测量
48.3.5温度测量
48.3.6钢束应力测量
48.4地震监测系统
48.4.1地震监测点布置方案
48.4.2地震监测仪表特性
48.4.3地震监测系统的操作控制基本系统名称
广东大亚湾核电站土建工程厂房名称及
代码
索引
附：上中下册目录
· · · · · · (收起)
读后感
评分
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评分
评分
用户评价
我带着一种近乎“拆盲盒”的心态翻开了这本书，结果却收获了一次意料之外的“技术考古”。它仿佛让我成为了一名“内部人士”，得以窥探大亚湾核电站那些不为外界所熟知的“秘密”。作者以一种娓娓道来的方式，将核电站的“心脏”——反应堆，以及围绕着它的一系列复杂的“器官”——如蒸汽发生器、汽轮发电机组、冷却水系统等，一一呈现在读者面前。书中的图表和示意图，虽然不是那种炫目的3D模型，但却异常清晰地展示了各个设备之间的物理连接和能量流动。我尤其对书中关于“核燃料循环”的介绍感到新奇，从燃料棒的装载，到乏燃料的储存，每一个环节都充满了科学的严谨性和独特的工艺流程。作者在描述这些内容时，并没有回避技术细节，而是用一种循序渐进的方式，引导读者去理解。这是一种“磨砺”式阅读，它需要读者投入一定的时间和精力，但回报是丰厚的——是对一个复杂工业系统深刻的认知。读完这本书，我对核电站的印象，已经从一个模糊的“大盒子”，变成了一个有着清晰结构、明确功能、严谨运作的“精密仪器”。
评分这本书带给我的，是一种对“运行”本身深刻的理解。很多时候，我们只关注事物的“是什么”，却忽略了“如何做到”。而这本书，恰恰聚焦于“如何做到”——如何让一个如此复杂、如此敏感的能源系统，在日复一日、年复一年中，保持其稳定、安全和高效的运行状态。它并非只是简单地罗列一些技术数据，而是通过对运行管理、规章制度、应急响应等方面的深入阐述，勾勒出一幅全景式的“运行图”。我特别欣赏书中关于“状态监控”和“风险评估”的章节，它们让我看到了核电站如何通过科技手段，实时监测每一个关键节点的运行状态，并提前预警潜在的风险。这种“防患于未然”的理念，对于核电站而言，无疑是压倒一切的生命线。书中对“人”的角色也有着非常重要的强调，从操作人员的资质培训，到管理团队的决策机制，都展现了人类智慧在驾驭强大能源中的关键作用。读完之后，我不再仅仅将核电站看作是一个冰冷的机器，而是将其视为一个由技术、制度和人共同构成的、高度精密且负责任的“生命体”。
评分这本书的阅读体验，就像是走进了一座精密运转的现代工业奇迹。它不是那种快餐式的、泛泛而谈的科普读物，而是深入肌理，细致入微地展现了大亚湾核电站这座宏伟工程的“骨骼”与“血脉”。我之前对核电站的印象，多半来自于新闻报道中的零星信息，模糊而零碎。但这本书，通过系统性的梳理，将电站的各个子系统，从热工、电气、仪表控制，到核燃料管理、乏燃料处理，再到环境监测和人员培训，都进行了详尽的介绍。作者的笔触严谨而扎实，但又不失条理。我印象最深刻的是关于“系统集成”的部分，它让我明白了核电站并非是几个独立设备简单的堆砌，而是成千上万个部件、系统之间相互依存、协同工作的有机整体。这种“万事万物皆互联”的理念，在核电站的运行中得到了极致的体现。书中对每一个环节的运行参数、操作规程、故障排除都做了详细的描述，虽然有些地方我可能无法完全理解其中的深层技术细节，但其所展现出的科学的严谨性、管理的规范性以及对细节的极致追求，已经足够令人叹服。它让我意识到，一座能够稳定、安全运行数十年的核电站，背后凝聚了多少智慧、汗水和心血。
评分对于一个对电力工程，尤其是核能发电领域充满好奇的门外汉来说，这本书无疑是一份极其珍贵的“启蒙指南”。它以一种非常平实但又不失专业的高度，为我打开了通往大亚湾核电站神秘世界的大门。书中关于“发电原理”的阐述，并没有停留在初中物理课本的水平，而是深入到具体的技术细节，例如不同类型汽轮机的特点，以及如何实现能量的高效转换。我印象深刻的是，书中对“电网接入”和“负荷调节”的描述，让我第一次了解到，一个核电站不仅仅是独立发电，它还需要与庞大的电网系统进行精密的协调，才能保证电力供应的稳定可靠。书中对“维护检修”的详细讲解，更是让我看到了一个庞大设备“永葆青春”的秘诀——科学的计划、严格的执行以及持续的改进。这本书的价值在于，它用一种“由表及里”的方式，将一个复杂而庞大的工业系统，拆解成一个个易于理解的模块，然后又将这些模块重新有机地组合起来，展现了其整体的运行逻辑。我从中学习到的，不仅仅是核电站的知识，更是一种对待复杂系统、精益求精的科学态度。
评分这本书真的让我大开眼界，它仿佛是一扇窗，让我得以窥探这个庞大而复杂的巨兽——大亚湾核电站的内部运作。我一直对核能这个话题充满好奇，但又觉得它遥不可及，充满了神秘感。这本书的出现，恰恰满足了我这种探索的欲望。作者用一种非常接地气的方式，将那些看似枯燥的技术术语和复杂的工程原理，一步步地拆解开来，让我能够理解。比如，书中对于反应堆的工作原理的阐述，不是简单地罗列数据，而是通过生动的比喻和图文并茂的解释，让我仿佛置身现场，亲眼目睹核燃料的链式反应是如何产生的，又是如何被精确控制的。我尤其欣赏书中对安全体系的详细介绍，这一点对于公众了解核电站至关重要。它详细讲解了多重屏障、应急预案以及国际通行的安全标准，让我在阅读过程中，心中的疑虑一点点消散，取而代之的是对严谨科学和高度责任感的敬佩。虽然我不是技术专业人士，但这本书的逻辑清晰，语言流畅，让我能够跟随作者的思路，一步步理解核电站从“心脏”到“神经系统”，再到“守护者”的每一个环节。它不仅仅是一本技术手册，更是一次关于科技进步、能源发展和安全保障的深刻科普。
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