《大亞灣核電站系統及運行》是1995年6月原子能出版社出版的圖書。
基本介紹
- ISBN：9787502213473
- 頁數：2399
- 定價：110.00
- 出版社：原子能出版社
- 出版時間：1995-06
- 裝幀：精裝
內容介紹,作品目錄,
內容介紹
內容簡介
本書著重描述大亞灣核電站各種系統設備的功能，系統流程，設備規範，運行參數，性能保證和安全等方
面內容。
全書分上中下三冊出版。下冊共三篇：第七篇核電站運行（理論基礎、核燃料管理、核電站運行總規程、核
電站的正常運行、核電站設計事故及處理、核電站的維修、經驗反饋和電站改進、運行期間的質量保證）；第八
篇核電站安全（核電站的安全原則、核電站的安全監督、核電站安全設施、核輻射防護措施、核電站三廢排放、
假想事故分析、廠區應急計畫）；第九篇核電站建築物（概述、廠房及構築物、廠區構築物、土建工程竣工檔案
和檔案、結構監測）。
本書可供核電站各專業的運行維修人員和技術管理人員閱讀，對一些大型工程項目的工程技術人員及
有關大專院校人員也有參考價值。
作品目錄
目錄
第七篇 核電站運行
第29章 理論基礎
29.1核反應堆物理基礎
29.1.1原子核及核裂變
29.1.2四因子公式
29.1.3臨界
29.1.4反應堆動力學方程
29.1.5反應性控制
29.1.6裂變產物和中毒
29.1.7鈽再生和轉換係數
29.1.8堆芯物理限值
29.2傳熱學基礎
29.1.2概述
29.2.2傳熱的基本規律
29.2.3燃料棒內的傳熱
29.2.4單相流體的對流傳熱
29.2.5沸騰和凝結
29.2.6熱量的傳送和總傳熱係數
29.3流體力學基礎
29.3.1堆芯的流量分布
29.3.2一迴路的壓力損失
29.3.3離心式水泵的工作特性
29.3.4堆芯冷卻劑流動不穩定性問題
29.3.5蒸汽發生器二次側的流動特性
29.3.6管道斷裂時流體的噴放
29.4工程熱力學基礎
29.4.1水蒸氣
29.4.2熱力循環的熱效率
29.4.3卡諾循環
29.4.4熱力循環中的不可逆性
29.4.5朗肯循環
29.4.6提高蒸汽動力循環熱效率的途徑
29.4.7大亞灣核電站蒸汽動力循環的熱效率
29.5力學基礎
29.5.1壓力容器破壞的形式
29.5.2載荷和應力
29.5.3材料性能
29.5.4簡單幾何形狀容器中的應力強度
29.5.5熱應力
29.5.6斷裂判據
29.5.7疲勞斷裂
29.5.8蠕變
29.5.9壓力容器設計
29.5.10中子輻照對反應堆壓力容器設計的影響
29.5.11管道設計
29.6運行梯形圖
29.6.1運行梯形圖的原理
29.6.2運行梯形圖的限值
29.6.3運行梯形圖的套用
第30章 核燃料管理
30.1概述
30.2堆芯描述
30.2.1燃料組件
30.2.2可燃毒物組件
30.2.3棒束控制組件
30.2.4中子源組件
30.3反應性溫度係數及反應性控制
30.3.1反應性溫度係數
30.3.2反應性控制
30.4堆芯燃耗
30.4.1核燃料中同位素生成和燃耗
30.4.2裂變產物形成的中毒
30.4.3燃耗計算
30.5堆芯功率能力
30.5.1灰模型（G模式）
30.5.2負荷跟蹤
30.5.3R棒“咬量”及插入極限
30.5.4LOCA計算機
30.6反應堆動力學――動態參數
30.6.1緩發中子
30.6.2反應性反饋模型
30.7堆芯裝載原理及換料方式
30.7.1換料周期
30.7.2裝載原理及換料方式
30.7.3低泄漏換料堆芯設計
第31章 核電站運行總規程
31.1運行標準狀態
31.1.1冷停堆狀態
31.1.2中間停堆狀態
31.1.3熱停堆狀態
31.1.4熱備用狀態
31.1.5功率運行狀態
31.2運行模式
31.3經濟運行
31.3.1允許運行範圍
31.3.2一迴路平均溫度
31.3.3對技術規範書的修改
31.3.4運行規程的修改
31.3.5機組對電網頻率的調節
31.3.6對給水系統的限制
31.3.7穩壓器水位定值的修改
31.3.8對功率測量通道的修改
31.3.9對蒸汽旁路系統的修改
31.3.10防止一迴路意外硼化而停堆
31.4異常事故下的運行
31.4.1異常規程（I）
31.4.2事故規程（A）
31.4.3極限事故規程
31.4.4警告信號卡及DEC的套用
31.5安全條件
31.5.1安全限值
31.5.2與核安全相關的設備及可用性
31.6周期性試驗
31.6.1概述
31.6.2周期性試驗分類
31.6.3周期性試驗管理
31.6.4周期性試驗的實施
第32章 核電站的正常運行
32.1正常啟動
32.1.1由冷停堆向熱備用狀態的過渡（G1）
32.1.2正常啟動的準備
32.1.3逼近臨界和達到臨界
32.1.4從熱備用過渡到功率運行
32.1.5過渡期間二迴路的準備和啟動
32.2正常停運
32.2.1計畫停堆
32.2.2有氙毒的熱停堆
32.2.3從熱停堆過渡到冷停堆
32.3停堆和停機後的保養
32.3.1核島各系統的保養
32.3.2常規島各系統的保養
第33章 核電站設計事故及處理
33.1反應性事故
33.1.1概述
33.1.2危險
33.1.3保護方法
33.2斷電事故和斷流事故
33.2.1斷電事故
33.2.2斷流事故
33.3發電機甩負荷事故
33.3.1概述
33.3.2引起發電機甩負荷的原因
33.3.3發電機甩負荷的瞬態回響
33.4失水事故
33.4.1概述
33.4.2裝置的特性
33.4.3失水事故造成的危險
33.4.4保護方法
33.4.5研究結果
33.4.6規程
33.5主蒸汽管道破裂事故
33.5.1概述
33.5.2事故的後果
33.5.3保護措施
33.5.4事故的物理變化過程
33.5.5事故分析中的假設
33.5.6事故舉例
33.5.7規程介紹
33.6蒸汽發生器管子斷裂事故
33.6.1概述
33.6.2保護手段
33.6.3操縱員不干預時一迴路參數
的演變
33.6.4操縱員介入前二迴路參數演變
33.6.5操縱員的干預
33.6.6事故規程
第34章 核電站的維修
34.1概述
34.2維修類別
34.2.1維修類別
34.2.2維修級別的劃分
34.3維修組織
34.3.1維修組織的機構設定
34.3.2維修的基本目標
34.3.3維修人員的培訓與授權
34.4維修組織的各項職能
34.4.1定期的監督與檢查
34.4.2制定預防性維修計畫
34.4.3工作準備與檔案準備
34.4.4維修活動的實施
34.4.5進度控制
34.4.6維修活動的成本管理
34.4.7備品備件與專用工具
34.4.8與運行部門的接口和聯絡
34.5核電站的維修特點
34.5.1核安全及其與維修的關係
34.5.2質量保證
34.5.3輻射防護
34.5.4停堆周期
34.5.5放射性區域的封閉與出入
34.5.6蒸汽特徵
34.6維修指標
34.6.1設備可用率
34.6.2維修質量與設備可靠性
34.6.3輻射劑量指標
34.6.4維修費用
34.7預防性維修
34.7.1維修方針政策的制訂
34.7.2判斷性維修
34.7.3設備改進
34.7.4可靠性維修
34.8換料停堆大修
34.8.1計畫的制訂
34.8.2大修前的準備工作
34.8.3大修的實施
34.8.4與國家核安全局的聯繫
34.8.5經驗反饋與最終報告
34.9核電站主要設備的維修綱要
34.9.1核蒸汽供應系統
34.9.2安全殼――反應堆廠房
34.9.3汽輪機組
34.9.4發電機
34.9.5變壓器
34.9.6汽輪機主要輔助設備
34.9.7管道與閥門
34.9.8電氣輔助設備
34.9.9儀表與控制系統
34.10結束語
第35章 經驗反饋和電站改進
35.1經驗反饋
35.2事件報告制度
35.3電站改進
第36章 運行期間的質量保證
36.1質量保證組織機構
36.1.1兩級質保組織的職責分工
36.1.2質保組織的獨立性
36.1.3質保人員的培訓和授權
36.2運行質量保證大綱（OQAP）
36.2.1運行質量保證大綱的制定
36.2.2運行質量保證大綱的內容
36.2.3質保大綱的管理部門審評
36.2.4質保大綱的適用範圍及核電站物項和服務的分級
36.3管理程式――一電站質量管理手冊（PQOM）
36.3.1程式的制定和分類
36.3.2質量管理手冊的特點和結構
36.4核電站人員的培訓和授權
36.5大亞灣核電站的質量驗證
系統
36.5.1質量控制系統――第一級驗證
36.5.2質保監督和檔案審查――第二
級驗證
36.5.3質量監查和評價――第三級
驗證
36.5.4質保對缺陷的處理跟蹤系統
36.5.5質保統計數據和質量趨勢
分析
36.6核安全審評體系
36.7核電站換料大修的質量保證
工作
36.7.1質保組織保證和人員培訓
36.7.2標準檢查清單
36.7.3質保通知點
36.7.4大修準備及實施過程中的
質保檢查
第八篇 核電站安全
第37章 核電站的安全原則
37.1核電站的安全目標
37.1.1總目標
37.1.2輔助目標
37.2核電站的安全原則
37.2.1核安全基本原則
37.2.2有關核安全的具體原則
37.3核安全法規
37.3.1我國有關核電站的安全法規
37.3.2法國的有關核安全法規
37.3.3國際原子能機構（IAEA）推薦
的法規
第38章 核電站的安全監督
38.1核電站的安全審管機構
38.1.1國家核安全局
38.1.2國家環境保護局
38.1.3核電站的主管部門
38.2核安全許可證制度
38.2.1許可證內容
38.2.2許可證申請程式
38.2.3許可證審批程式
38.3核安全檢查
38.3.1檢查的範圍
38.3.2核安全檢查的方法和程式
38.3.3環保方面的檢查
38.3.4主管部門的檢查
38.3.5對營運單位的要求
38.4核電站的報告制度
38.4.1營運單位的報告制度
38.4.2地區監督站的報告制度
第39章 核電站的安全設施
39.1總的安全要求
39.1.1縱深防禦概念
39.1.2安全設計的依據
39.1.3安全限制
39.2核電站安全螢幕障
39.2.1核燃料包殼
39.2.2反應堆冷卻劑壓力邊界
39.2.3安全殼
39.3專用安全設施
39.3.1安全注入系統（RIS）
39.3.2安全殼噴淋系統（EAS）
39.3.3安全殼內大氣監測系統（ETY）
39.3.4輔助給水系統（ASG）
39.3.5安全殼隔離系統
39.3.6專用安全設施的支持系統
第40章 核輻射防護措施
40.1核輻射影響及其防護
40.1.1核電站輻射來源及其防護
40.1.2核輻射防護的目的和一般原則
40.1.3輻射防護基本概念和單位
40.2輻射劑量限值及其控制原則
40.2.1核電站工作人員的劑量限值
及其控制原則
40.2.2核電站周圍公眾的劑量限值
及其控制
40.2.3表面污染的控制水平
40.2.4事故和應急照射
40.3核輻射防護管理機構
40.3.1組織機構及其任務
40.3.2輻射防護規定、規程和細則
40.3.3申報、登記、批准
40.3.4工作人員的教育和培訓
40.4工作人員的輻射防護
40.4.1運行期間工作人員的輻射防護
40.4.2事故情況下工作人員的輻射
防護
40.5輻射防護監測的措施
40.5.1工作人員個人劑量監測
40.5.2工作場所的監測
40.5.3排出物和環境監測
40.5.4事故監測
40.5.5輻射監測的質量保證
40.6放射性物質輻射防護管理
措施
40.6.1放射性廢物管理原則
40.6.2放射性氣體和液體排放
40.6.3放射性固體廢物管理
40.6.4放射性物質的貯存、裝卸和運
輸
40.7核電站周圍公眾的輻射防護
40.7.1運行期間周圍公眾的輻射防護
40.7.2事故情況下周圍公眾的輻射
防護
40.8輻射事故的管理
40.9工作人員的醫學檢查和健康
管理
40.9.1常規醫學監督和檢查
40.9.2異常受照人員的醫學處理
第41章 核電站三廢排放
41.1三廢的產生及源項
41.1.1裂變產物
41.1.2活化和腐蝕產物
41.1.3關於反應堆冷卻劑放射性
41.1.4關於二迴路系統中的放射性
41.1.5關於氚的產生
41.1.6運行模式的影響
41.2三廢排放管理
41.2.1排放標準
41.2.2廢液排放
41.2.3廢氣排放
41.2.4固體廢物管理
第42章 假想事故分析
42.1設計基準事故
42.1.1四類工況
42.1.2有放射性後果的七種主要事故
42.1.3事故規程（A規程）
42.2預先分析過的超設計基準
事故
42.2.1H規程
42.2.2無緊急停堆的預期暫態（ATWT）
42.3未預先分析過的超設計基準
事故
42.3.1U1規程（防止堆芯熔化的極限
規程）
42.3.2U2規程（減輕嚴重事故後果的
極限規程）
42.3.3U3規程（H4－U3規程）
42.3.4U4規程（減輕嚴重事故後果的
極限規程）
42.3.5U5規程（減輕嚴重事故後果的
極限規程）
第43章 廠區應急計畫
43.1廠區應急組織
43.1.1正常管理與運行組織
43.1.2GNPS應急回響組織
43.1.3外部應急支援組織
43.2應急狀態劃分
43.2.1應急狀態分級
43.2.2應急計畫區（EPZS）
43.3應急設施和設備
43.3.1主控室
43.3.2緊急停堆盤
43.3.3技術支援中心
43.3.4應急管理中心
43.3.5應急檢修中心
43.3.6應急通訊設施
433.7監測和評價設施
43.3.8職業醫療中心
43.3.9JVC支援中心
43.3.10公眾信息中心
43.4應急回響行動
43.4.1廠內應急防護回響
43.4.2廠外應急防護行動的建議
43.4.3應急人員輻射照射控制
43.4.4應急狀態終止和正常秩序的
恢復
43.4.5應急回響與終止的記錄和報告
43.5應急計畫的審批和更新
第九篇 核電站建築物
第44章 概述
44.1土建工程量
44.1.1土建工程規模
44.1.2土建工程概況
44.1.3土建工程進度
44.1.4完成的主要土建工程量
44.2土建工程設計準則
44.2.1設計規範、標準和技術條件
44.2.2土建廠房的設計與計算
44.2.3土建廠房設計荷載
44.3大亞灣核電站土建工程中的
特殊結構
44.3.1反應堆廠房安全殼
44.3.2安全殼鋼襯裡
44.3.3不鏽鋼工程
44.3.4重砼工程
44.3.5防巨風及外來飛射物的特殊
結構
44.3.6主蒸汽管道防甩支架
44.3.7防重物跌落的結構
44.3.8防內部飛射物撞擊的結構
44.3.9負壓建築物
44.3.10保溫夾心牆體結構
44.3.11巨型筏基防水結構和砼澆注
44.3.12安全殼的預埋件
44.3.13鉛結構工程
44.3.14防波堤巨型槽型塊安放工程
44.3.15道路底層全部鋪設過濾布
44.3.16安全殼施工中杜卡模板的採用
44.3.17形狀奇特的聯合泵站進、出水
口施工模板
44.3.18複雜幾何形狀光滑曲面的散水
牆工程
44.3.19耐高溫防火漆的套用
44.3.20大型砼布料機的廣泛套用
44.3.212m水頭壓力水下密封堵孔
44.4土建施工過程中的重大事件
44.4.11號反應堆廠房筏基漏筋事故
44.4.21號反應堆廠房鋼襯裡牛腿返
修事故
第45章 廠房及構築物
45.1核島土建工程的廠房及構築
物
45.1.11號和2號反應堆廠房
45.1.21號和2號燃料廠房和換料水池
45.1.31號和2號電氣廠房的連線廠房
45.1.4公共電氣廠房
45.1.5核輔助廠房
45.1.61號和2號輔助給水貯存罐廠房
45.1.71號和2號柴油機廠房
45.1.81號和2號反應堆廠房龍門架
45.1.91號和2號停堆用更衣室
45.1.10連線塔
45.2常規島部分土建工程的廠房
及構築物
45.2.11號和2號汽機廠房
45.2.2潤滑油傳送間
45.2.31號和2號汽機通風間
45.2.41號和2號聯合泵站與泵站附
屬建築
45.3核電站配套設施廠房建築
（BOP廠房建築）
45.3.1NI/BOP廠房建築物
45.3.2CI/BOP廠房建築物
45.3.3其它BOP廠房建築物
45.4二期海工構築物
45.4.1進水渠
45.4.2排水渠
45.4.3防波堤
45.4.4設備碼頭
45.4.5潰壩防護堤
第46章 廠區構築物
46.1網路工程
46.1.1網路工程概況
46.1.2地下管網總體設計及布置
46.2廠區道路
46.2.1概況
46.2.2道路結構特點及要求
46.3其它構築物
46.3.1GC廢液排放溝
46.3.2GS排水道
46.3.3圍欄
第47章 土建工程竣工檔案和檔案
47.1概述
47.2廠址選擇和前期工程檔案
47.2.1廠址選擇檔案
47.2.2工程勘測檔案
47.2.3設計基礎資料
47.2.4前期工程檔案
47.3土建契約檔案
47.4項目控制與協調檔案
47.5土建設計檔案
47.5.1工程項目分類
47.5.2土建設計檔案分類
47.6土建施工檔案
47.6.1土建施工綜合檔案
47.6.2現場施工檔案
47.6.3土建施工完工報告和土建安裝
完工報告
47.6.4土建竣工圖（CAE圖紙）
47.6.5土建施工記錄檔案
第48章 結構監測
48.1概述
48.2結構監測系統
48.3結構形變監測
48.3.1精密水準測量
48.3.2靜力水準測量
48.3.3垂線水平位移測量
48.3.4應變測量
48.3.5溫度測量
48.3.6鋼束應力測量
48.4地震監測系統
48.4.1地震監測點布置方案
48.4.2地震監測儀表特性
48.4.3地震監測系統的操作控制基本系統名稱
廣東大亞灣核電站土建工程廠房名稱及
代碼
索引
附：上中下冊目錄
第七篇 核電站運行
第29章 理論基礎
29.1核反應堆物理基礎
29.1.1原子核及核裂變
29.1.2四因子公式
29.1.3臨界
29.1.4反應堆動力學方程
29.1.5反應性控制
29.1.6裂變產物和中毒
29.1.7鈽再生和轉換係數
29.1.8堆芯物理限值
29.2傳熱學基礎
29.1.2概述
29.2.2傳熱的基本規律
29.2.3燃料棒內的傳熱
29.2.4單相流體的對流傳熱
29.2.5沸騰和凝結
29.2.6熱量的傳送和總傳熱係數
29.3流體力學基礎
29.3.1堆芯的流量分布
29.3.2一迴路的壓力損失
29.3.3離心式水泵的工作特性
29.3.4堆芯冷卻劑流動不穩定性問題
29.3.5蒸汽發生器二次側的流動特性
29.3.6管道斷裂時流體的噴放
29.4工程熱力學基礎
29.4.1水蒸氣
29.4.2熱力循環的熱效率
29.4.3卡諾循環
29.4.4熱力循環中的不可逆性
29.4.5朗肯循環
29.4.6提高蒸汽動力循環熱效率的途徑
29.4.7大亞灣核電站蒸汽動力循環的熱效率
29.5力學基礎
29.5.1壓力容器破壞的形式
29.5.2載荷和應力
29.5.3材料性能
29.5.4簡單幾何形狀容器中的應力強度
29.5.5熱應力
29.5.6斷裂判據
29.5.7疲勞斷裂
29.5.8蠕變
29.5.9壓力容器設計
29.5.10中子輻照對反應堆壓力容器設計的影響
29.5.11管道設計
29.6運行梯形圖
29.6.1運行梯形圖的原理
29.6.2運行梯形圖的限值
29.6.3運行梯形圖的套用
第30章 核燃料管理
30.1概述
30.2堆芯描述
30.2.1燃料組件
30.2.2可燃毒物組件
30.2.3棒束控制組件
30.2.4中子源組件
30.3反應性溫度係數及反應性控制
30.3.1反應性溫度係數
30.3.2反應性控制
30.4堆芯燃耗
30.4.1核燃料中同位素生成和燃耗
30.4.2裂變產物形成的中毒
30.4.3燃耗計算
30.5堆芯功率能力
30.5.1灰模型（G模式）
30.5.2負荷跟蹤
30.5.3R棒“咬量”及插入極限
30.5.4LOCA計算機
30.6反應堆動力學――動態參數
30.6.1緩發中子
30.6.2反應性反饋模型
30.7堆芯裝載原理及換料方式
30.7.1換料周期
30.7.2裝載原理及換料方式
30.7.3低泄漏換料堆芯設計
第31章 核電站運行總規程
31.1運行標準狀態
31.1.1冷停堆狀態
31.1.2中間停堆狀態
31.1.3熱停堆狀態
31.1.4熱備用狀態
31.1.5功率運行狀態
31.2運行模式
31.3經濟運行
31.3.1允許運行範圍
31.3.2一迴路平均溫度
31.3.3對技術規範書的修改
31.3.4運行規程的修改
31.3.5機組對電網頻率的調節
31.3.6對給水系統的限制
31.3.7穩壓器水位定值的修改
31.3.8對功率測量通道的修改
31.3.9對蒸汽旁路系統的修改
31.3.10防止一迴路意外硼化而停堆
31.4異常事故下的運行
31.4.1異常規程（I）
31.4.2事故規程（A）
31.4.3極限事故規程
31.4.4警告信號卡及DEC的套用
31.5安全條件
31.5.1安全限值
31.5.2與核安全相關的設備及可用性
31.6周期性試驗
31.6.1概述
31.6.2周期性試驗分類
31.6.3周期性試驗管理
31.6.4周期性試驗的實施
第32章 核電站的正常運行
32.1正常啟動
32.1.1由冷停堆向熱備用狀態的過渡（G1）
32.1.2正常啟動的準備
32.1.3逼近臨界和達到臨界
32.1.4從熱備用過渡到功率運行
32.1.5過渡期間二迴路的準備和啟動
32.2正常停運
32.2.1計畫停堆
32.2.2有氙毒的熱停堆
32.2.3從熱停堆過渡到冷停堆
32.3停堆和停機後的保養
32.3.1核島各系統的保養
32.3.2常規島各系統的保養
第33章 核電站設計事故及處理
33.1反應性事故
33.1.1概述
33.1.2危險
33.1.3保護方法
33.2斷電事故和斷流事故
33.2.1斷電事故
33.2.2斷流事故
33.3發電機甩負荷事故
33.3.1概述
33.3.2引起發電機甩負荷的原因
33.3.3發電機甩負荷的瞬態回響
33.4失水事故
33.4.1概述
33.4.2裝置的特性
33.4.3失水事故造成的危險
33.4.4保護方法
33.4.5研究結果
33.4.6規程
33.5主蒸汽管道破裂事故
33.5.1概述
33.5.2事故的後果
33.5.3保護措施
33.5.4事故的物理變化過程
33.5.5事故分析中的假設
33.5.6事故舉例
33.5.7規程介紹
33.6蒸汽發生器管子斷裂事故
33.6.1概述
33.6.2保護手段
33.6.3操縱員不干預時一迴路參數
的演變
33.6.4操縱員介入前二迴路參數演變
33.6.5操縱員的干預
33.6.6事故規程
第34章 核電站的維修
34.1概述
34.2維修類別
34.2.1維修類別
34.2.2維修級別的劃分
34.3維修組織
34.3.1維修組織的機構設定
34.3.2維修的基本目標
34.3.3維修人員的培訓與授權
34.4維修組織的各項職能
34.4.1定期的監督與檢查
34.4.2制定預防性維修計畫
34.4.3工作準備與檔案準備
34.4.4維修活動的實施
34.4.5進度控制
34.4.6維修活動的成本管理
34.4.7備品備件與專用工具
34.4.8與運行部門的接口和聯絡
34.5核電站的維修特點
34.5.1核安全及其與維修的關係
34.5.2質量保證
34.5.3輻射防護
34.5.4停堆周期
34.5.5放射性區域的封閉與出入
34.5.6蒸汽特徵
34.6維修指標
34.6.1設備可用率
34.6.2維修質量與設備可靠性
34.6.3輻射劑量指標
34.6.4維修費用
34.7預防性維修
34.7.1維修方針政策的制訂
34.7.2判斷性維修
34.7.3設備改進
34.7.4可靠性維修
34.8換料停堆大修
34.8.1計畫的制訂
34.8.2大修前的準備工作
34.8.3大修的實施
34.8.4與國家核安全局的聯繫
34.8.5經驗反饋與最終報告
34.9核電站主要設備的維修綱要
34.9.1核蒸汽供應系統
34.9.2安全殼――反應堆廠房
34.9.3汽輪機組
34.9.4發電機
34.9.5變壓器
34.9.6汽輪機主要輔助設備
34.9.7管道與閥門
34.9.8電氣輔助設備
34.9.9儀表與控制系統
34.10結束語
第35章 經驗反饋和電站改進
35.1經驗反饋
35.2事件報告制度
35.3電站改進
第36章 運行期間的質量保證
36.1質量保證組織機構
36.1.1兩級質保組織的職責分工
36.1.2質保組織的獨立性
36.1.3質保人員的培訓和授權
36.2運行質量保證大綱（OQAP）
36.2.1運行質量保證大綱的制定
36.2.2運行質量保證大綱的內容
36.2.3質保大綱的管理部門審評
36.2.4質保大綱的適用範圍及核電站物項和服務的分級
36.3管理程式――一電站質量管理手冊（PQOM）
36.3.1程式的制定和分類
36.3.2質量管理手冊的特點和結構
36.4核電站人員的培訓和授權
36.5大亞灣核電站的質量驗證
系統
36.5.1質量控制系統――第一級驗證
36.5.2質保監督和檔案審查――第二
級驗證
36.5.3質量監查和評價――第三級
驗證
36.5.4質保對缺陷的處理跟蹤系統
36.5.5質保統計數據和質量趨勢
分析
36.6核安全審評體系
36.7核電站換料大修的質量保證
工作
36.7.1質保組織保證和人員培訓
36.7.2標準檢查清單
36.7.3質保通知點
36.7.4大修準備及實施過程中的
質保檢查
第八篇 核電站安全
第37章 核電站的安全原則
37.1核電站的安全目標
37.1.1總目標
37.1.2輔助目標
37.2核電站的安全原則
37.2.1核安全基本原則
37.2.2有關核安全的具體原則
37.3核安全法規
37.3.1我國有關核電站的安全法規
37.3.2法國的有關核安全法規
37.3.3國際原子能機構（IAEA）推薦
的法規
第38章 核電站的安全監督
38.1核電站的安全審管機構
38.1.1國家核安全局
38.1.2國家環境保護局
38.1.3核電站的主管部門
38.2核安全許可證制度
38.2.1許可證內容
38.2.2許可證申請程式
38.2.3許可證審批程式
38.3核安全檢查
38.3.1檢查的範圍
38.3.2核安全檢查的方法和程式
38.3.3環保方面的檢查
38.3.4主管部門的檢查
38.3.5對營運單位的要求
38.4核電站的報告制度
38.4.1營運單位的報告制度
38.4.2地區監督站的報告制度
第39章 核電站的安全設施
39.1總的安全要求
39.1.1縱深防禦概念
39.1.2安全設計的依據
39.1.3安全限制
39.2核電站安全螢幕障
39.2.1核燃料包殼
39.2.2反應堆冷卻劑壓力邊界
39.2.3安全殼
39.3專用安全設施
39.3.1安全注入系統（RIS）
39.3.2安全殼噴淋系統（EAS）
39.3.3安全殼內大氣監測系統（ETY）
39.3.4輔助給水系統（ASG）
39.3.5安全殼隔離系統
39.3.6專用安全設施的支持系統
第40章 核輻射防護措施
40.1核輻射影響及其防護
40.1.1核電站輻射來源及其防護
40.1.2核輻射防護的目的和一般原則
40.1.3輻射防護基本概念和單位
40.2輻射劑量限值及其控制原則
40.2.1核電站工作人員的劑量限值
及其控制原則
40.2.2核電站周圍公眾的劑量限值
及其控制
40.2.3表面污染的控制水平
40.2.4事故和應急照射
40.3核輻射防護管理機構
40.3.1組織機構及其任務
40.3.2輻射防護規定、規程和細則
40.3.3申報、登記、批准
40.3.4工作人員的教育和培訓
40.4工作人員的輻射防護
40.4.1運行期間工作人員的輻射防護
40.4.2事故情況下工作人員的輻射
防護
40.5輻射防護監測的措施
40.5.1工作人員個人劑量監測
40.5.2工作場所的監測
40.5.3排出物和環境監測
40.5.4事故監測
40.5.5輻射監測的質量保證
40.6放射性物質輻射防護管理
措施
40.6.1放射性廢物管理原則
40.6.2放射性氣體和液體排放
40.6.3放射性固體廢物管理
40.6.4放射性物質的貯存、裝卸和運
輸
40.7核電站周圍公眾的輻射防護
40.7.1運行期間周圍公眾的輻射防護
40.7.2事故情況下周圍公眾的輻射
防護
40.8輻射事故的管理
40.9工作人員的醫學檢查和健康
管理
40.9.1常規醫學監督和檢查
40.9.2異常受照人員的醫學處理
第41章 核電站三廢排放
41.1三廢的產生及源項
41.1.1裂變產物
41.1.2活化和腐蝕產物
41.1.3關於反應堆冷卻劑放射性
41.1.4關於二迴路系統中的放射性
41.1.5關於氚的產生
41.1.6運行模式的影響
41.2三廢排放管理
41.2.1排放標準
41.2.2廢液排放
41.2.3廢氣排放
41.2.4固體廢物管理
第42章 假想事故分析
42.1設計基準事故
42.1.1四類工況
42.1.2有放射性後果的七種主要事故
42.1.3事故規程（A規程）
42.2預先分析過的超設計基準
事故
42.2.1H規程
42.2.2無緊急停堆的預期暫態（ATWT）
42.3未預先分析過的超設計基準
事故
42.3.1U1規程（防止堆芯熔化的極限
規程）
42.3.2U2規程（減輕嚴重事故後果的
極限規程）
42.3.3U3規程（H4－U3規程）
42.3.4U4規程（減輕嚴重事故後果的
極限規程）
42.3.5U5規程（減輕嚴重事故後果的
極限規程）
第43章 廠區應急計畫
43.1廠區應急組織
43.1.1正常管理與運行組織
43.1.2GNPS應急回響組織
43.1.3外部應急支援組織
43.2應急狀態劃分
43.2.1應急狀態分級
43.2.2應急計畫區（EPZS）
43.3應急設施和設備
43.3.1主控室
43.3.2緊急停堆盤
43.3.3技術支援中心
43.3.4應急管理中心
43.3.5應急檢修中心
43.3.6應急通訊設施
433.7監測和評價設施
43.3.8職業醫療中心
43.3.9JVC支援中心
43.3.10公眾信息中心
43.4應急回響行動
43.4.1廠內應急防護回響
43.4.2廠外應急防護行動的建議
43.4.3應急人員輻射照射控制
43.4.4應急狀態終止和正常秩序的
恢復
43.4.5應急回響與終止的記錄和報告
43.5應急計畫的審批和更新
第九篇 核電站建築物
第44章 概述
44.1土建工程量
44.1.1土建工程規模
44.1.2土建工程概況
44.1.3土建工程進度
44.1.4完成的主要土建工程量
44.2土建工程設計準則
44.2.1設計規範、標準和技術條件
44.2.2土建廠房的設計與計算
44.2.3土建廠房設計荷載
44.3大亞灣核電站土建工程中的
特殊結構
44.3.1反應堆廠房安全殼
44.3.2安全殼鋼襯裡
44.3.3不鏽鋼工程
44.3.4重砼工程
44.3.5防巨風及外來飛射物的特殊
結構
44.3.6主蒸汽管道防甩支架
44.3.7防重物跌落的結構
44.3.8防內部飛射物撞擊的結構
44.3.9負壓建築物
44.3.10保溫夾心牆體結構
44.3.11巨型筏基防水結構和砼澆注
44.3.12安全殼的預埋件
44.3.13鉛結構工程
44.3.14防波堤巨型槽型塊安放工程
44.3.15道路底層全部鋪設過濾布
44.3.16安全殼施工中杜卡模板的採用
44.3.17形狀奇特的聯合泵站進、出水
口施工模板
44.3.18複雜幾何形狀光滑曲面的散水
牆工程
44.3.19耐高溫防火漆的套用
44.3.20大型砼布料機的廣泛套用
44.3.212m水頭壓力水下密封堵孔
44.4土建施工過程中的重大事件
44.4.11號反應堆廠房筏基漏筋事故
44.4.21號反應堆廠房鋼襯裡牛腿返
修事故
第45章 廠房及構築物
45.1核島土建工程的廠房及構築
物
45.1.11號和2號反應堆廠房
45.1.21號和2號燃料廠房和換料水池
45.1.31號和2號電氣廠房的連線廠房
45.1.4公共電氣廠房
45.1.5核輔助廠房
45.1.61號和2號輔助給水貯存罐廠房
45.1.71號和2號柴油機廠房
45.1.81號和2號反應堆廠房龍門架
45.1.91號和2號停堆用更衣室
45.1.10連線塔
45.2常規島部分土建工程的廠房
及構築物
45.2.11號和2號汽機廠房
45.2.2潤滑油傳送間
45.2.31號和2號汽機通風間
45.2.41號和2號聯合泵站與泵站附
屬建築
45.3核電站配套設施廠房建築
（BOP廠房建築）
45.3.1NI/BOP廠房建築物
45.3.2CI/BOP廠房建築物
45.3.3其它BOP廠房建築物
45.4二期海工構築物
45.4.1進水渠
45.4.2排水渠
45.4.3防波堤
45.4.4設備碼頭
45.4.5潰壩防護堤
第46章 廠區構築物
46.1網路工程
46.1.1網路工程概況
46.1.2地下管網總體設計及布置
46.2廠區道路
46.2.1概況
46.2.2道路結構特點及要求
46.3其它構築物
46.3.1GC廢液排放溝
46.3.2GS排水道
46.3.3圍欄
第47章 土建工程竣工檔案和檔案
47.1概述
47.2廠址選擇和前期工程檔案
47.2.1廠址選擇檔案
47.2.2工程勘測檔案
47.2.3設計基礎資料
47.2.4前期工程檔案
47.3土建契約檔案
47.4項目控制與協調檔案
47.5土建設計檔案
47.5.1工程項目分類
47.5.2土建設計檔案分類
47.6土建施工檔案
47.6.1土建施工綜合檔案
47.6.2現場施工檔案
47.6.3土建施工完工報告和土建安裝
完工報告
47.6.4土建竣工圖（CAE圖紙）
47.6.5土建施工記錄檔案
第48章 結構監測
48.1概述
48.2結構監測系統
48.3結構形變監測
48.3.1精密水準測量
48.3.2靜力水準測量
48.3.3垂線水平位移測量
48.3.4應變測量
48.3.5溫度測量
48.3.6鋼束應力測量
48.4地震監測系統
48.4.1地震監測點布置方案
48.4.2地震監測儀表特性
48.4.3地震監測系統的操作控制基本系統名稱
廣東大亞灣核電站土建工程廠房名稱及
代碼
索引
附：上中下冊目錄
