本書是“十二五”國家重點圖書出版規(guī)劃項目“核能與核技術(shù)出版工程”之一，主要內(nèi)容包括：壓水型反應(yīng)堆、反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)、核輔系統(tǒng)、專設(shè)安全系統(tǒng)、儀表與控制系統(tǒng)、源項與輻射防護、反應(yīng)堆裝卸料、可靠性和維修性設(shè)計、蒸汽動力轉(zhuǎn)換系統(tǒng)簡介、力學(xué)分析與評定、事故安全分析、運行及運行分析、事故管理、老化管理、試驗驗證、艦船核動力裝置退役、核動力技術(shù)發(fā)展趨勢。系統(tǒng)而全面地介紹了船用核動力研制全過程、全壽期知識。
本書可供核能工程領(lǐng)域研究人員參考，也可作為高等學(xué)校核專業(yè)教學(xué)之用。
“核能與核技術(shù)出版工程”是“十二五”國家重點圖書出版規(guī)劃項目、“上海高校服務(wù)國家重大戰(zhàn)略出版工程”，由中國科學(xué)院院士、中央文史研究館館員、曾任復(fù)旦大學(xué)、英國諾丁漢大學(xué)校長的楊福家先生擔(dān)任總主編。叢書的編委及作者都是活躍在核科學(xué)前沿領(lǐng)域的優(yōu)秀學(xué)者，如核反應(yīng)堆工程及核安全專家王大中院士、核武器專家胡思得院士、實驗核物理專家沈文慶院士、核動力專家于俊崇院士、核材料專家周邦新院士、核電設(shè)備專家潘健生院士，還有“國家杰出青年”科學(xué)家、“973”項目首席科學(xué)家、“國家千人計劃”特聘教授等一批有影響的科研工作者。他們都來自各大高校及研究單位，如清華大學(xué)、復(fù)旦大學(xué)、上海交通大學(xué)、浙江大學(xué)、上海大學(xué)、中國科學(xué)院應(yīng)用物理研究所、中國科學(xué)院近代物理研究所、中國原子能科學(xué)研究院、中國核動力研究設(shè)計院、中國工程物理研究院、上海核工程研究設(shè)計院、上海市輻射環(huán)境監(jiān)督站等。本叢書是他們最新研究成果的薈萃，其中多項研究成果獲國家級或省部級大獎，代表了國內(nèi)甚至國際先進水平。叢書涵蓋軍用核技術(shù)、民用動力核技術(shù)、民用非動力核技術(shù)及其在理、工、農(nóng)、醫(yī)方面的應(yīng)用。內(nèi)容系統(tǒng)、全面、前沿，極具實用性、指導(dǎo)性和參考價值。叢書讀者對象為高校核工程學(xué)院及相關(guān)核研究所的廣大師生與科研工作者、與核交叉領(lǐng)域的相關(guān)專業(yè)研究人員與工程技術(shù)人員、核電工程技術(shù)人員以及想了解該領(lǐng)域的其他人士。
1. 概述
1.1 引言
1.2 船用核動力的基本類型
1.3 船用核動力的設(shè)計特點及發(fā)展趨勢
2. 核反應(yīng)堆
2.1 概述
2.2 核反應(yīng)堆物理
2.3 反應(yīng)堆熱工水力
2.4 燃料組件及其相關(guān)組件
2.5 反應(yīng)堆壓力容器
2.6 控制棒驅(qū)動機構(gòu)
2.7 反應(yīng)堆堆內(nèi)構(gòu)件
2.8 反應(yīng)堆支承及屏蔽
3. 反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)
3.1 系統(tǒng)簡述
3.2 設(shè)計要求
3.3 系統(tǒng)布置
3.4 系統(tǒng)特性設(shè)計
3.5 主要設(shè)備簡介
3.6 反應(yīng)堆冷卻劑水化學(xué)
4. 核輔助系統(tǒng)
4.1 系統(tǒng)簡介
4.2 壓力安全系統(tǒng)
4.3 余熱排出系統(tǒng)
4.4 補水系統(tǒng)
4.5 設(shè)備冷卻水系統(tǒng)
4.6 凈化系統(tǒng)
4.7 閥門
5. 專設(shè)安全系統(tǒng)
5.1 概述
5.2 應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)
5.3 堆艙排熱系統(tǒng)
5.4 消氫系統(tǒng)
5.5 第二套停堆系統(tǒng)
5.6 安全注射系統(tǒng)設(shè)計流程案例分析
6. 儀表與控制系統(tǒng)
6.1 概述
6.2 核測量系統(tǒng)
6.3 過程測量與控制系統(tǒng)
6.4 反應(yīng)堆功率調(diào)節(jié)系統(tǒng)
6.5 反應(yīng)堆保護系統(tǒng)
6.6 控制棒控與棒位測量系統(tǒng)
6.7 泵與閥門電氣控制系統(tǒng)
6.8 人機信息顯示及操縱系統(tǒng)
6.9 儀表與控制系統(tǒng)的數(shù)字化
7. 蒸汽動力轉(zhuǎn)換系統(tǒng)
7.1 概述
7.2 蒸汽系統(tǒng)
7.3 凝水和給水系統(tǒng)
7.4 蒸汽排放系統(tǒng)
7.5 循環(huán)冷卻水系統(tǒng)
7.6 汽輪齒輪機組
7.7 汽輪發(fā)電機組
8. 源項與輻射防護
8.1 輻射防護概念及原則
8.2 源項設(shè)計
8.3 輻射防護設(shè)施
8.4 輻射防護工作管理
9. 減振降噪
9.1 概述
9.2 振動噪聲源及傳遞路徑
9.3 振動噪聲控制措施
10. 力學(xué)分析與評定
10.1 概述
10.2 力學(xué)分析的主要理論
10.3 力學(xué)分析的主要方法
10.4 力學(xué)分析的主要內(nèi)容
10.5 分析與評價
11. 可靠性和維修性設(shè)計
11.1 概述
11.2 可靠性維修性管理
11.3 可靠性設(shè)計與分析
11.4 維修性設(shè)計與分析
11.5 可靠性試驗與評價
12. 事故安全分析
12.1 概述
12.2 事故分析方法
12.3 設(shè)計基準事故分類及其分析要求
12.4 事故分析實例
12.5 嚴重事故
13. 運行及運行分析
13.1 概述
13.2 運行
13.3 反應(yīng)堆事故工況運行分析
13.4 運行分析實例
14. 事故管理
14.1 概述
14.2 事故管理目標
14.3 事故管理方法
14.4 事故管理對象
14.5 典型事故熱工水力現(xiàn)象診斷方法
14.6 事故的應(yīng)急
15. 老化管理
15.1 老化管理的概念
15.2 老化管理的發(fā)展現(xiàn)狀
15.3 老化管理策略
15.4 運行期間的老化管理
15.5 老化管理在延壽上的應(yīng)用
16. 試驗驗證
16.1 概述
16.2 船用核動力試驗分類
16.3 系統(tǒng)綜合驗證試驗
16.4 反應(yīng)堆物理啟動試驗
16.5 系泊和航行試驗
16.6 工程模式堆工程考核試驗
16.7 虛擬試驗與數(shù)字化反應(yīng)堆系統(tǒng)仿真驗證
17. 反應(yīng)堆裝卸料
17.1 概述
17.2 反應(yīng)堆裝料
17.3 反應(yīng)堆卸料
17.4 反應(yīng)堆換料的設(shè)計
18 船用核動力裝置退役
18.1 概述
18.2 退役方案研究
18.3 退役前，核動力裝置狀態(tài)研究
18.4 反應(yīng)堆退役
18.5 堆艙內(nèi)回路系統(tǒng)及其他設(shè)備退役
18.6 放射性廢物處理
18.7 輻射防護與安全
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