第1章 概述

1.1 引言

1.2 船用核动力的基本类型

1.2.1 核潜艇

1.2.2 核动力航母

1.2.3 核动力巡洋舰

1.2.4 核动力深海装备

1.2.5 核动力破冰船

1.2.6 核动力商船

1.3 船用核动力的设计特点及发展趋势

1.3.1 设计特点

1.3.2 发展趋势

参考文献

第2章 核反应堆

2.1 概述

2.2 核反应堆物理

2.2.1 核反应堆物理理论

2.2.2 反应堆核设计

2.2.3 反应堆核设计软件

2.2.4 设计验证

2.3 反应堆热工水力

2.3.1 概述

2.3.2 反应堆传热学

2.3.3 反应堆水力学

2.3.4 反应堆热工水力设计

2.3.5 反应堆热工水力实验

2.4 燃料组件及其相关组件

2.4.1 燃料组件

2.4.2 燃料相关组件

2.5 反应堆压力容器

2.5.1 概述

2.5.2 结构简介

2.5.3 材料

2.5.4 设计分析及验证

2.6 控制棒驱动机构

2.6.1 概述

2.6.2 结构简介

2.6.3 材料

2.6.4 设计分析与验证

2.7 反应堆堆内构件

2.7.1 概述

2.7.2 结构简介

2.7.3 材料

2.7.4 设计分析与验证

2.8 反应堆支承及屏蔽

2.8.1 概述

2.8.2 结构简介

2.8.3 反应堆屏蔽设计

2.8.4 屏蔽材料

2.8.5 反应堆支承材料

2.8.6 设计分析

第3章 反应堆冷却剂系统

3.1 系统简述

3.1.1 系统功能

3.1.2 系统组成

3.1.3 系统流程

3.2 设计要求

3.3 系统布置

3.3.1 分散式布置

3.3.2 紧凑式布置

3.3.3 一体化布置

3.4 系统特性设计

3.4.1 冷却剂平均温度恒定运行方案

3.4.2 蒸汽压力恒定运行方案

3.4.3 折中方案

3.4.4 直流蒸汽发生器的静态特性

3.5 主要设备简介

3.5.1 蒸汽发生器

3.5.2 反应堆冷却剂泵

3.5.3 反应堆冷却剂管道

3.6 反应堆冷却剂水化学

参考文献

第4章 核辅助系统

4.1 系统简介

4.2 压力安全系统

4.2.1 系统描述

4.2.2 设备描述

4.3 余热排出系统

4.3.1 系统描述

4.3.2 设备描述

4.4 补水系统

4.4.1 系统描述

4.4.2 设备描述

4.5 设备冷却水系统

4.5.1 系统描述

4.5.2 设备描述

4.6 净化系统

4.6.1 系统描述

4.6.2 设备描述

4.7 阀门

4.7.1 概述

4.7.2 切断类阀门

4.7.3 安全阀

4.7.4 止回阀

4.7.5 调节阀

4.7.6 阀门可靠性

参考文献

第5章 专设安全系统

5.1 概述

5.1.1 专设安全系统的设计原则

5.1.2 专设安全系统的确定依据

5.1.3 船用核动力装置专设安全系统的设计特点

5.2 应急堆芯冷却系统

5.2.1 安全注射系统

5.2.2 应急余热排出系统

5.3 堆舱排热系统

5.4 消氢系统

5.5 第二套停堆系统

5.6 安全注射系统设计流程案例分析

参考文献

第6章 仪表与控制系统

6.1 概述

6.1.1 仪表与控制系统功能

6.1.2 设计原则

6.1.3 总体结构和特点

6.2 核测量系统

6.2.1 系统功能

6.2.2 堆外核测量探测器基本原理

6.2.3 系统和设备描述

6.3 过程测量与控制系统

6.3.1 过程测量系统

6.3.2 过程控制系统

6.4 反应堆功率调节系统

6.4.1 系统功能

6.4.2 反应堆功率调节的基本原理

6.4.3 设计制约因素

6.4.4 系统和设备描述

6.5 反应堆保护系统

6.5.1 系统功能

6.5.2 系统设计原则

6.5.3 系统和设备描述

6.6 控制棒控制与棒位测量系统

6.6.1 系统功能

6.6.2 系统和设备描述

6.7 泵与阀门电气控制系统

6.7.1 系统功能

6.7.2 系统和设备描述

6.8 人机信息显示及操纵系统

6.8.1 系统功能

6.8.2 系统设计原则

6.8.3 系统和设备描述

6.9 仪表与控制系统的数字化

6.9.1 技术发展概况

6.9.2 数字化仪表与控制系统的技术方案

参考文献

第7章 蒸汽动力转换系统

7.1 概述

7.2 蒸汽系统

7.2.1 系统描述

7.2.2 设备描述

7.2.3 系统运行

7.3 凝水和给水系统

7.3.1 系统描述

7.3.2 设备描述

7.3.3 系统运行

7.4 蒸汽排放系统

7.4.1 系统描述

7.4.2 设备描述

7.5 循环冷却水系统

7.6 汽轮齿轮机组

7.6.1 汽轮机

7.6.2 齿轮减速器

7.6.3 冷凝器

7.7 汽轮发电机组

参考文献

第8章 源项与辐射防护

8.1 辐射防护概念及原则

8.1.1 辐射防护概念

8.1.2 核动力装置电离辐射来源

8.1.3 辐射防护基本原则

8.1.4 辐射防护剂量限值

8.1.5 船用核动力辐射防护设计原则

8.1.6 船用核动力辐射防护特点

8.2 源项设计

8.2.1 概述

8.2.2 正常运行源项

8.2.3 事故状态源项

8.3 辐射防护设施

8.4 辐射防护工作管理

8.4.1 辐射分区管理

8.4.2 应急计划

8.4.3 核动力装置各阶段辐射防护要求

参考文献

第9章 减振降噪

9.1 概述

9.2 振动噪声源及传递路径

9.3 振动噪声控制措施

9.3.1 振动噪声控制措施

9.3.2 传递路径隔振

参考文献

第10章 力学分析与评定

10.1 概述

10.2 力学分析的主要理论

10.2.1 系统和设备抗冲击分析理论

10.2.2 结构应力分析理论

10.3 力学分析的主要方法

10.3.1 理论分析方法

10.3.2 有限元数值模拟方法

10.3.3 实验研究方法

10.4 力学分析的主要内容

10.4.1 系统和设备载荷分配

10.4.2 结构和部件应力分析

10.5 分析与评价

10.5.1 系统和设备载荷分配

10.5.2 结构和部件应力分析

10.5.3 分析实例

参考文献

第11章 可靠性和维修性设计

11.1 概述

11.2 可靠性维修性管理

11.3 可靠性设计与分析

11.3.1 可靠性要求

11.3.2 可靠性设计方法

11.4 维修性设计与分析

11.4.1 维修性要求

11.4.2 维修性定性设计

11.4.3 维修性分配与预计

11.5 可靠性试验与评价

11.5.1 环境应力筛选试验

11.5.2 可靠性增长试验

11.5.3 可靠性鉴定试验和可靠性验收试验

参考文献

第12章 事故安全分析

12.1 概述

12.2 事故分析方法

12.2.1 确定论事故分析

12.2.2 概率安全分析

12.3 设计基准事故分类及其分析要求

12.3.1 事故分类及限值准则

12.3.2 反应性引入事故

12.3.3 失流事故

12.3.4 热阱丧失事故

12.3.5 蒸汽发生器传热管破裂

12.3.6 失水事故

12.3.7 全船断电事故

12.3.8 未能紧急停堆的各种预期瞬态

12.4 事故分析实例

12.4.1 全船断电事故的起因

12.4.2 全船断电事故发生频率及限制准则

12.4.3 全船断电事故分析方法与假设

12.4.4 全船断电事故分析结果

12.5 严重事故

12.5.1 严重事故主要现象及过程

12.5.2 严重事故预防与缓解

参考文献

第13章 运行及运行分析

13.1 概述

13.2 运行

13.2.1 初次冷启动

13.2.2 正常冷启动

13.2.3 稳定功率运行

13.2.4 变工况运行

13.2.5 自然循环运行

13.2.6 反应堆系统冷停堆

13.2.7 反应堆系统热停堆和热启动

13.2.8 反应堆异常工况运行

13.3 反应堆事故工况运行分析

13.3.1 目的

13.3.2 方法

13.3.3 内容

13.4 运行分析实例

13.4.1 强迫循环与自然循环转换分析

13.4.2 失水事故运行分析

参考文献

第14章 事故管理

14.1 概述

14.2 事故管理目标

14.3 事故管理方法

14.4 事故管理对象

14.5 典型事故热工水力现象诊断方法

14.6 事故的应急

第15章 老化管理

15.1 老化管理的概念

15.1.1 老化及老化管理的概念

15.1.2 系统老化管理的方法

15.1.3 老化管理与现有运行管理之间的关系

15.1.4 船用核动力老化管理的目的及意义

15.2 老化管理的发展现状

15.3 老化管理策略

15.3.1 概述

15.3.2 设计

15.3.3 制造和建造

15.3.4 调试

15.3.5 运行

15.3.6 退役

15.4 运行期间的老化管理

15.4.1 老化敏感系统及设备的筛选

15.4.2 船用核动力装置老化管理大纲

15.4.3 老化敏感设备的老化机理分析

15.4.4 设备老化管理大纲

15.4.5 老化管理数据的收集和保存

15.4.6 老化敏感设备的实际状态评价

15.4.7 老化管理评审

15.5 老化管理在延寿上的应用

15.5.1 老化管理成果在延寿论证上的应用

15.5.2 延寿期间老化管理的要求

第16章 试验验证

16.1 概述

16.2 船用核动力试验分类

16.3 系统综合验证试验

16.3.1 系统综合验证试验作用

16.3.2 系统综合验证试验内容

16.4 反应堆物理启动试验

16.4.1 物理启动试验的定义

16.4.2 物理启动试验的阶段

16.4.3 物理启动试验内容简介

16.5 系泊和航行试验

16.5.1 概述

16.5.2 系泊试验

16.5.3 航行试验

16.6 工程模式堆工程考核试验

16.6.1 工程模式堆的意义及作用

16.6.2 工程模式堆工程考核试验内容

16.6.3 国外工程模式堆的发展

16.6.4 工程模式堆发展趋势

16.7 虚拟试验与数字化反应堆系统仿真验证

16.7.1 虚拟试验

16.7.2 数字化反应堆的定义和作用

16.7.3 国外数字化反应堆研究概况

16.7.4 数字化反应堆发展的技术路线

参考文献

第17章 反应堆装卸料

17.1 概述

17.1.1 系统功能

17.1.2 系统组成

17.1.3 主要工艺流程

17.1.4 设计原则

17.2 反应堆装料

17.2.1 反应堆装料技术

17.2.2 反应堆装料工艺

17.2.3 反应堆装料主要设备

17.3 反应堆卸料

17.3.1 反应堆卸料技术

17.3.2 反应堆卸料工艺

17.3.3 反应堆卸料主要设备

17.4 反应堆换料的设计

17.4.1 材料选择

17.4.2 冷却设计

17.4.3 临界安全评定

17.4.4 工业安全设计

17.4.5 辐射防护安全设计

第18章 船用核动力装置退役

18.1 概述

18.2 退役方案研究

18.2.1 国外退役方案

18.2.2 国内退役方案

18.3 退役前核动力装置状态研究

18.3.1 反应堆运行史调查

18.3.2 放射性存留量计算与测量

18.3.3 反应堆剩余释热计算和相关温度测量

18.3.4 反应堆控制棒棒位勘验

18.3.5 泵、阀及系统性能测试

18.4 反应堆退役

18.4.1 退役程序

18.4.2 退役准备

18.4.3 反应堆卸料

18.4.4 去污

18.5 堆舱内回路系统及其他设备退役

18.6 放射性废物处理

18.7 辐射防护与安全

18.7.1 工作场地划分与管理

18.7.2 作业人员管理

18.7.3 辐射防护安全措施

18.7.4 加强辐射监测

索引