第1章 绪论
1.1 核电厂运行特点
1.1.1 压水堆核电厂与化石燃料电厂
1.1.2 压水堆核电厂与研究堆
1.1.3 压水堆核电厂与舰船核动力装置
1.2 核电厂运行工况分类
1.2.1 正常运行和运行瞬态
1.2.2 中等频度事件
1.2.3 稀有事件
1.2.4 极限事故
1.3 核电厂工作人员的基本要求
1.3.1 安全文化的概念
1.3.2 培训
1.3.3 经验
1.4 核电厂的运行文件
1.4.1 技术规格书（Technical Specifications）
1.4.2 运行规程
复习题
第2章 核电厂技术规格书
2.1 概述
2.2 定义
2.3 安全限值和安全系统限值的设定
2.3.1 安全限值
2.3.2 安全系统限值的设定
2.4 运行限制条件
2.4.1 适用范围
2.4.2 反应性控制系统
2.4.3 功率分布限值
2.4.4 仪表
2.4.5 反应堆冷却剂系统
2.4.6 应急堆芯冷却系统（ECCS）
2.4.7 安全壳系统
2.4.8 电厂系统
2.4.9 电力系统
2.4.10 换料运行
2.4.11 特殊试验
2.5 监测要求
2.6 设计特点
2.7 行政管理
2.8 广东大亚湾核电厂技术规格书简介
复习题
第3章 核电厂正常运行
3.1 概述
3.2 核电厂加热升温
3.2.1 初始条件
3.2.2 注意事项
3.2.3 运行操作
3.3 反应堆启动至最小功率
3.3.1 反应堆启动过程中的几个问题
3.3.2 初始条件
3.3.3 注意事项
3.3.4 运行操作
3.4 功率运行
3.4.1 初始条件
3.4.2 注意事项
3.4.3 运行操作
3.4.4 常轴向（功率）偏移的运行
3.4.5 运行中的负荷瞬变
3.5 功率运行中的两个估算——稀释率与热平衡计算
3.5.1 稀释率的确定
3.5.2 热平衡计算
3.6 核电厂停闭——从100％额定功率至冷停堆模式
3.6.1 初始条件
3.6.2 注意事项
3.6.3 运行操作
复习题
第4章 核电厂异常运行
4.1 概述
4.2 棒控系统故障
4.2.1 功率运行时控制棒组连续上提
4.2.2 控制棒束掉落堆芯
4.3 应急加硼
4.3.1 概述
4.3.2 现象
4.3.3 动作
4.4 发电机甩负荷
4.4.1 概述
4.4.2 现象
4.4.3 动作
4.5 给水流量不充足
4.5.1 概述
4.5.2 现象
4.5.3 动作
4.6 反应堆冷却剂系统泄漏
4.6.1 概述
4.6.2 现象
4.6.3 动作
4.7 反应堆冷却剂泵异常
4.7.1 概述
4.7.2 失去反应堆冷却剂泵设备冷却水
4.7.3 失去反应堆冷却剂泵轴封注入水
4.8 反应堆冷却剂系统压力异常
4.8.1 概述
4.8.2 反应堆冷却剂系统压力高
4.8.3 反应堆冷却剂系统压力低
4.9 仪控通道失效
4.9.1 概述
4.9.2 一回路系统仪控通道失效
4.9.3 二回路系统仪控通道失效
4.9.4 芯外核测仪表通道失效
复习题
第5章 事故
5.1 概述
5.1.1 应急响应导则（ERG）
5.1.2 最佳恢复导则（ORG）
5.1.3 功能恢复导则（FRG）
5.1.4 最佳恢复导则与功能恢复导则的转换关系
5.2 未紧急停堆的预期瞬变（ATWS）
5.2.1 概述
5.2.2 处理未紧急停堆的预期瞬变的应急运行规程——FRP—S.1
5.3 蒸汽发生器传热管破损（SGTR）事故
5.3.1 蒸汽发生器传热管破裂事故概述
5.3.2 蒸汽发生器传热管破裂的瞬变过程
5.3.3 处置蒸汽发生器传热管破裂事故的应急运行规程
5.3.4 操纵员及时干预下的蒸汽发生器传热管破裂
附录1 核电厂模拟机简介
附录2 蒸汽发生器传热管破裂事故实例
复习题
索引
参考文献
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