第一章 绪论

1．1 世界核电的发展

1．2 核电厂的经济性与安全性

1．2．1 核电厂的经济性

1．2．2 核电厂的安全性

1．3 核电厂运行的特点

1．4 压水堆核电厂的组成

1．5 我国核电的起步和发展前景

第二章 压水堆核电厂一回路主系统和设备

2．1 一回路主系统

2．2．1．1 概述

2．2．1 压水堆堆芯

2．2 压水反应堆

2．2．1．2 燃料组件

2．2．1．3 控制棒组件

2．2．1．4 可燃毒物组件、阻力塞组件和中子源组件

2．2．2 下部堆内构件

2．2．3 上部堆内构件

2．2．4 压力容器

2．2．5 控制棒驱动机构

2．2．6 运行中的问题

2．2．6．1 压力容器泄漏的探测

2．2．6．2 压力—温度运行曲线

2．2．7 压水堆主要特性

2．2．6．3 压力容器水位的监测

2．3 蒸汽发生器

2．3．1 蒸汽发生器的描述

2．3．2 蒸汽发生器的运行原理

2．3．3 蒸汽发生器的运行

2．3．4 蒸汽发生器的主要参数

2．3．5 直流式蒸汽发生器

2．4 冷却剂泵（主泵）

2．4．1 冷却剂泵的描述

2．4．2 冷却剂泵的运行

2．5．1 稳压器的描述

2．5 稳压器

2．5．2 稳压器卸压箱

2．5．3 稳压器的运行

2．6 一回路的运行

2．6．1 一回路运行时参数的测量

2．6．2 松动部件的监测

2．6．2．1 松动部件声监测系统

2．6．2．2 松动部件声监测系统的投运

第三章 压水堆核电厂一回路的主要辅助系统

3．1 化学和容积控制系统

3．1．1 系统的功能

3．1．2 系统的描述

3．1．3 系统的运行

3．2 余热排出系统

3．2．1 系统的功能

3．2．2 系统的描述

3．2．3 系统的运行

3．3 设备冷却水系统

3．3．1 系统的功能

3．3．2 系统的描述

3．3．3 系统的运行

3．4 硼和水补给系统

3．4．1 系统的功能

3．4．2 系统的描述

3．4．3 系统的运行

3．5 一回路的其他辅助系统

第四章 压水堆核电厂二回路系统和设备

4．1 二回路热力系统

4．2 核电厂汽轮机工作原理与结构

4．2．1 汽轮机的工作原理

4．2．2 冲动式汽轮机

4．2．3 反动式汽轮机

4．2．4 轮周功率与轮周效率

4．2．5 核汽轮机典型结构

4．2．6 核电厂汽轮机的特点

4．3．1 系统的功能

4．3 主蒸汽系统

4．3．2 系统的描述

4．3．3 系统的运行

4．4 汽轮机旁路系统

4．4．1 系统的功能

4．4．2 系统的描述

4．4．3 系统的运行

4．5 汽水分离再热器系统

4．5．1 系统的功能

4．5．2 系统的描述

4．6．2 系统的描述

4．6．1 系统的功能

4．6 汽轮机轴封系统

4．6．3 系统的运行

第五章 压水堆核电厂二回路凝结水系统及给水系统

5．1 凝结水抽取系统

5．1．1 系统的功能

5．1．2 系统的描述

5．1．3 系统的运行

5．2 给水回热系统

5．2．1 系统的功能

5．2．2 系统的描述

5．2．3 系统的运动

5．3．1 系统的功能

5．3．2 系统的描述

5．3 给水除气器系统

5．3．3 系统的运行

5．4 主给水系统

5．4．1 系统的功能

5．4．2 系统的描述

5．4．3 系统的运行

5．5 蒸汽发生器排污系统

5．5．1 系统的功能

5．5．2 系统的描述

5．5．3 系统的运行

6．1．2 高压注射管系

6．1．3 蓄压注射管系

6．1 安全注射系统

6．1．1 系统的功能

第六章 压水堆核电厂的专设安全设施

6．1．4 低压注射管系

6．1．5 安全注射系统的运行

6．1．6 安全注射系统的试验和监测

6．2 安全壳

6．2．1 安全壳型式

6．2．2 安全壳贯穿件

6．2．3 安全壳的隔离与检验

6．2．4 安全壳的附属系统

6．3．2 系统的描述

6．3 安全壳喷淋系统

6．3．1 系统的功能

6．3．3 系统的运行

6．4 蒸汽发生器辅助给水系统

6．4．1 系统的功能

6．4．2 系统的描述

6．4．3 系统的运行

第七章 压水堆核电厂的控制、保护和检测系统

7．1 压水堆堆外检测系统

7．1．1 堆外中子注量率测量

7．1．3 堆外热工参数测量系统

7．1．2 堆外核测系统的运行

7．2 压水堆堆内检测系统

7．2．1 堆内中子注量率测量

7．2．2 堆芯温度测量

7．2．3 压力容器水位测量系统

7．2．4 系统的运行

7．3 压水堆控制调节系统

7．3．1 功率调节系统

7．3．2 冷却剂平均温度调节系统

7．3．3 稳压器压力调节系统

7．3．4 稳压器水位控制系统

7．3．6 蒸汽排放控制系统

7．4 压水堆保护系统

7．3．5 蒸汽发生器水位控制系统

7．4．1 反应堆保护的目的与措施

7．4．2 反应堆保护系统的设计原则

7．4．3 事故停堆线路

7．4．4 专设安全设施驱动线路

7．4．5 联锁系统

第八章 压水堆核电厂汽轮机调节保护系统

8．1 汽轮机调节系统

8．1．1 系统的功能

8．1．2 系统的描述与运行

8．2．1 系统的功能

8．2．2 系统的描述

8．2 汽轮机保护系统

8．2．3 系统的运行

8．3 汽轮机润滑、顶轴和盘车系统

8．3．1 系统的功能

8．3．2 系统的描述

8．3．3 系统的运行

8．4 凝汽器真空系统

8．4．1 系统的功能

8．4．2 系统的描述

8．4．3 系统的运行

9．2．2 系统的描述

9．2．1 系统的功能

9．2 发电机定子线圈冷却水系统

9．1．1 转子

9．1．2 定子

9．1 发电机

第九章 压水堆核电厂发电机及其辅助系统

9．2．3 系统的运行

9．3 发电机氢气供应、冷却系统

9．3．1 系统的功能

9．3．2 系统的描述

9．3．3 系统的运行

9．4 发电机励磁和电压调节系统

9．4．1 系统的功能

9．4．2 系统的描述

9．4．3 系统的运行

9．5 发电机和输电保护系统

9．5．1 系统的功能

9．5．2 系统的描述和运行

9．6 厂用电系统

9．6．1 系统概述

9．6．2 厂用电负荷分类

9．6．3 电源分类

9．6．4 供电方式

第十章 压水堆核电厂的调试启动

10．1 调试的主要阶段

10．2．1 管道冲洗

10．2 预运行试验

10．2．2 管道水压试验

10．2．3 辅助系统的调试

10．3 系统综合试验

10．3．1 冷态试验

10．3．1．1 一回路主系统水压试验

10．3．1．2 一回路主系统的冷态调试

10．3．2 热态试验

10．3．2．1 一回路系统升温升压

10．3．2．2 冷却剂系统热态性能试验

10．3．2．3 化学和容积控制系统热态性能试验

10．3．2．4 汽轮机初始转动试验

10．3．3 全系统综合试验主要试验项目

10．3．4 役前检查

10．3．5 燃料装载前的准备

10．3．5．1 装换料系统调试

10．3．5．2 安全壳耐压、泄漏率试验

10．4 装料、初始临界和低功率试验

10．4．1 燃料装载

10．4．1．1 首次装料的准备工作

10．4．1．2 装料方法

10．4．1．3 燃料装载安全准则

10．4．1．4 燃料装载时的临界监督

10．4．3．1 初次临界

10．4．2 临界前试验

10．4．3 初次临界

10．4．3．2 零功率物理试验功率水平之测定

10．4．4 低功率物理试验

10．4．4．1 控制棒价值和硼价值测定

10．4．4．2 模拟弹棒事故试验

10．4．4．3 最小停堆深度验证

10．4．4．4 功率分布测定

10．4．5 功率试验

10．4．5．1 二回路热功率测量

10．4．5．3 功率系数测定

10．4．5．2 功率刻度试验

10．4．5．4 带功率工况下慢化剂温度系数测定

10．4．5．5 蒸汽发生器水分夹带试验

10．4．5．6 中毒曲线测量

10．4．5．7 碘坑测量

10．4．5．8 负荷摆动试验

10．4．5．9 甩负荷试验

10．4．5．10 电厂满功率停闭试验

10．4．6 电厂验收试验

10．4．6．1 电厂可靠性验证

10．4．6．2 性能保证值测定

11．2 压水堆核电厂的标准运行状态

11．1 压水堆核电厂运行的一般原则

第十一章 压水堆核电厂的运行与维护

11．3 正常启动

11．3．1 初始状态——换料的冷停闭工况

11．3．2 由冷停闭状态向热备用状态过渡

11．3．3 趋近临界和临界

11．3．4 第四阶段——二回路启动

11．3．5 第五阶段——发电机并网，提升功率

11．3．6 启动过程中应注意的问题

11．3．6．1 冷却剂系统压力及升温（冷却）速率的限制

11．3．6．2 控制反应堆周期，防止发生启动事故

11．3．6．3 正确估计反应堆的次临界度

11．3．6．4 控制棒组的插入与抽出极限

11．4 过渡到功率运行

11．4．1 热备用状态和功率运行状态

11．4．2 从热备用状态到功率运行状态的过渡

11．4．3 汽轮发电机组的升速、并网和升功率

11．4．4 恒定轴向偏移时的反应堆运行

11．4．5 核电厂的带基本负荷运行或调峰运行

11．4．5．1 A控制模式

11．4．5．2 A模式的运行控制

11．4．5．3 G控制模式

11．4．6 功率运行中的几个问题

11．4．6．1 冷却剂压力的控制

11．4．5．4 G模式的运行控制

11．4．6．2 冷却剂体积的控制

11．4．6．3 冷却剂硼浓度的控制

11．4．6．4 蒸汽排放系统的控制

11．4．6．5 蒸汽发生器给水的控制

11．5 停闭

11．5．1 热停闭

11．5．2 冷停闭

11．5．3 事故停闭

11．5．4 压水堆核电厂停闭中的问题

11．5．4．2 氙-135的累积

11．5．4．1 衰变热

11．6 卸料-装料

11．6．1 燃料管理

11．6．2 装卸料及贮存系统

11．6．3 换料方式

11．6．4 装换料操作顺序

11．6．4．1 反应堆压力容器的开启

11．6．4．2 乏燃料组件运输和取走

11．6．4．3 新燃料组件的装入

11．6．4．4 压力容器封闭

11．7 运行管理

11．7．1 堆芯的运行管理

11．7．2 燃料元件破损的检测

11．7．3．1 一回路冷却剂水质

11．7．3 水质管理

11．7．3．2 冷却剂水质的控制

11．7．4 二回路水质

11．8 定期试验与检查

11．8．1 日常维护

11．8．2 定期试验

11．8．3 蒸汽发生器传热管的检修

11．8．4 在役检查

第十二章 压水堆核电厂的异常运行和事故分析

12．1 压水堆核电厂的运行工况

12．2．1 运行工况的分类

12．1．2 事故工况下应遵守的准则

12．1．3 超设计基准事故

12．2 国际核事件等级表

12．3 反应性事故

12．3．1 现象与危险

12．3．2 原因分析

12．3．3 事故下的保护

12．3．4 启动时控制棒组件的失控抽出

12．3．5 功率运行时控制棒组件失控抽出

12．3．6 硼酸的失控稀释

12．3．7 一个控制棒组件的弹出

12．4．1 事故的描述

12．4 蒸汽发生器管子断裂事故

12．4．3 事故的风险

12．4．2 事故的起因

12．4．4 事故下的保护

12．5 蒸汽管道破裂事故

12．5．1 事故的描述

12．5．2 事故的起因

12．5．3 事故的风险

12．5．4 事故下的保护

12．6 给水管道破裂事故

12．6．1 事故的描述

12．6．4 事故下的保护

12．6．2 事故的起因

12．6．3 事故的风险

12．7 失水事故

12．7．1 事故的描述

12．7．2 事故的起因

12．7．3 事故的风险

12．7．4 事故下的保护

12．8 事故时未能紧急停堆的预期瞬态

12．8．1 事故的描述

12．9．1 事故的描述

12．9．2 事故的防止和缓解

12．8．2 事故的后果

12．9 超设计基准事故的防止和缓解

第十三章 压水堆核电厂射线的防护及三废处理

13．1 压水堆核电厂的核辐射

13．1．1 安全壳内辐射源

13．1．2 安全壳外辐射源

13．2 核电厂核辐射的防护

13．2．1 各类核辐射的不同效应

13．2．2 辐射防护的目的和原则

13．2．3 年剂量当量限值

13．2．4 正常运行期间的核辐射防护

13．2．5．1 事故工况下的辐射源

13．2．5 事故时的核辐射防护

13．2．5．2 事故的防护

13．3 核电厂的屏蔽

13．4 核电厂放射性废物的处理

13．4．1 硼的回收

13．4．1．1 硼回收系统的工作原理

13．4．1．2 硼回收系统的运行

13．4．2 放射性废气的处理

13．4．2．1 废气的来源

13．4．2．2 含氢废气的处理

13．4．2．3 含氧废气的处理

13．4．3．2 废液处理系统的描述

13．4．3．1 放射性废液的来源

13．4．3 放射性废液的处理

13．4．4 放射性固体废物的处理

13．4．4．1 放射性固体废物的来源与种类

13．4．4．2 放射性固体废物的处理

13．5 压水堆核电厂对环境的影响

13．5．1 正常运行时核电厂对环境的影响

13．5．2 事故时核电厂对环境的影响

第十四章 压水堆核电厂安全运行和管理

14．1 核电厂的安全审评和安全监督

14．2 运行限值和条件

14．3 正常运行规程

14．5 核电厂安全状态的监测——安全参数显示系统

14．4 事故处理规程

14．6 应急计划和准备

14．7 运行的质量保证

14．8 核电厂的组织机构

14．9 核电厂运行人员的资格和培训

14．9．1 核电厂运行人员的作用

14．9．2 运行人员的资格

14．9．3 运行人员的培训

14．9．4 运行人员的管理：考核与授权

参考文献

附录一 主要符号表

附录二 单位换算表

附录三 压水堆核电厂系统、设备名称（中、英、法）