大亚湾核电站工程建设的主要里程碑为：1982年12月,国务院批准建设大亚湾核电站；1985年，广东核电投资有限公司和香港核电投资有限公司合资成立广东核电合营有限公司，负责大亚湾核电站的建设和运营；1987年8月，大亚湾核电站主体工程开工；1994年2月5日，大亚湾核电站1号机组建成投入商业运行；1994年5月6日，大亚湾核电站2号机组建成投入商业运行；1994年，大亚湾核电站获得“国际电站大奖”。

大亚湾核电站投产十余年来，运行业绩良好，各项技术经济指标达到国际同类机组先进水平：截至2005年2月底，大亚湾核电站累计实现上网电量1428.62亿千瓦时，其中输往香港1000.03亿千瓦时；累计偿还基建贷款本息49.42亿美元，占还本付息总额的92.80%；大亚湾核电站近五年平均负荷因子超过85%；2004年，在法国电力公司（EDF）组织的同类机组安全运行挑战赛中，大亚湾核电运营管理有限责任公司取得“安全运行纪录”、“工业安全”和“辐射防护”三项第一名；2004年，在世界核营运者协会（WANO）反映核电站安全生产管理水平的9项关键业绩指标中，大亚湾核电站有5项超过世界中间水平，其中2项进入世界先进水平；2005年1月17日，大亚湾核电站第二次实现单机组连续安全运行1000天；2006年3月，大亚湾核电站1号机组在第11个燃料循环实现不停机连续安全运行485天，刷新了国内核电机组单个燃料循环运行新纪录，同时，该机组还创造了自2002年1月12日以来，连续3个燃料循环无非计划停机停堆，实现安全运行1416天的大亚湾核电站单机组运行新纪录。2100433B

大亚湾核电站是改革开放的产物，是现代企业制度的有益尝试。大亚湾核电站按照党中央、国务院确定的“借贷建设、售电还贷、合资经营”的模式和“高起点起步，引进、消化、吸收、创新”方针建设，坚持高起点起步，引进国外资金、技术和管理。在人才培训、施工管理、调试运行等方面为我国百万千瓦级商用核电站自主化和国产化积累了经验，为我国核电事业实现跨越式发展、后发追赶国际先进水平奠定了基础。

中国核工业建设集团公司成员企业中国核工业华兴建设公司与法国、日本等国际大公司合作，联袂组成三国四方的HCCM核电建设合营公司中标大亚湾核电站土建工程，华兴建设公司在大亚湾核电站建设中担当了主力作用，承担完成了大亚湾核电站的心脏部位——核岛及附属工程的建造任务，承担的7个分项工程都获得优质工程称号。中国核工业建设集团公司成员企业中国核工业第二三建设公司作为法国法玛通公司的分包商承担完成了大亚湾核电站核岛安装工程的建造任务。

内容简介

本书着重描述大亚湾核电站各种系统设备的功能，系统流程，设备规范，运行参数，性能保证和安全等方

面内容。

全书分上中下三册出版。下册共三篇：第七篇核电站运行（理论基础、核燃料管理、核电站运行总规程、核

电站的正常运行、核电站设计事故及处理、核电站的维修、经验反馈和电站改进、运行期间的质量保证）；第八

篇核电站安全（核电站的安全原则、核电站的安全监督、核电站安全设施、核辐射防护措施、核电站三废排放、

假想事故分析、厂区应急计划）；第九篇核电站建筑物（概述、厂房及构筑物、厂区构筑物、土建工程竣工文件

和档案、结构监测）。

本书可供核电站各专业的运行维修人员和技术管理人员阅读，对一些大型工程项目的工程技术人员及

有关大专院校人员也有参考价值。

目录

第七篇 核电站运行

第29章 理论基础

29.1核反应堆物理基础

29.1.1原子核及核裂变

29.1.2四因子公式

29.1.3临界

29.1.4反应堆动力学方程

29.1.5反应性控制

29.1.6裂变产物和中毒

29.1.7钚再生和转换系数

29.1.8堆芯物理限值

29.2传热学基础

29.1.2概述

29.2.2传热的基本规律

29.2.3燃料棒内的传热

29.2.4单相流体的对流传热

29.2.5沸腾和凝结

29.2.6热量的传送和总传热系数

29.3流体力学基础

29.3.1堆芯的流量分布

29.3.2一回路的压力损失

29.3.3离心式水泵的工作特性

29.3.4堆芯冷却剂流动不稳定性问题

29.3.5蒸汽发生器二次侧的流动特性

29.3.6管道断裂时流体的喷放

29.4工程热力学基础

29.4.1水蒸气

29.4.2热力循环的热效率

29.4.3卡诺循环

29.4.4热力循环中的不可逆性

29.4.5朗肯循环

29.4.6提高蒸汽动力循环热效率的途径

29.4.7大亚湾核电站蒸汽动力循环的热效率

29.5力学基础

29.5.1压力容器破坏的形式

29.5.2载荷和应力

29.5.3材料性能

29.5.4简单几何形状容器中的应力强度

29.5.5热应力

29.5.6断裂判据

29.5.7疲劳断裂

29.5.8蠕变

29.5.9压力容器设计

29.5.10中子辐照对反应堆压力容器设计的影响

29.5.11管道设计

29.6运行梯形图

29.6.1运行梯形图的原理

29.6.2运行梯形图的限值

29.6.3运行梯形图的应用

第30章 核燃料管理

30.1概述

30.2堆芯描述

30.2.1燃料组件

30.2.2可燃毒物组件

30.2.3棒束控制组件

30.2.4中子源组件

30.3反应性温度系数及反应性控制

30.3.1反应性温度系数

30.3.2反应性控制

30.4堆芯燃耗

30.4.1核燃料中同位素生成和燃耗

30.4.2裂变产物形成的中毒

30.4.3燃耗计算

30.5堆芯功率能力

30.5.1灰模型（G模式）

30.5.2负荷跟踪

30.5.3R棒“咬量”及插入极限

30.5.4LOCA计算机

30.6反应堆动力学――动态参数

30.6.1缓发中子

30.6.2反应性反馈模型

30.7堆芯装载原理及换料方式

30.7.1换料周期

30.7.2装载原理及换料方式

30.7.3低泄漏换料堆芯设计

第31章 核电站运行总规程

31.1运行标准状态

31.1.1冷停堆状态

31.1.2中间停堆状态

31.1.3热停堆状态

31.1.4热备用状态

31.1.5功率运行状态

31.2运行模式

31.3经济运行

31.3.1允许运行范围

31.3.2一回路平均温度

31.3.3对技术规范书的修改

31.3.4运行规程的修改

31.3.5机组对电网频率的调节

31.3.6对给水系统的限制

31.3.7稳压器水位定值的修改

31.3.8对功率测量通道的修改

31.3.9对蒸汽旁路系统的修改

31.3.10防止一回路意外硼化而停堆

31.4异常事故下的运行

31.4.1异常规程（I）

31.4.2事故规程（A）

31.4.3极限事故规程

31.4.4警告信号卡及DEC的应用

31.5安全条件

31.5.1安全限值

31.5.2与核安全相关的设备及可用性

31.6周期性试验

31.6.1概述

31.6.2周期性试验分类

31.6.3周期性试验管理

31.6.4周期性试验的实施

第32章 核电站的正常运行

32.1正常启动

32.1.1由冷停堆向热备用状态的过渡（G1）

32.1.2正常启动的准备

32.1.3逼近临界和达到临界

32.1.4从热备用过渡到功率运行

32.1.5过渡期间二回路的准备和启动

32.2正常停运

32.2.1计划停堆

32.2.2有氙毒的热停堆

32.2.3从热停堆过渡到冷停堆

32.3停堆和停机后的保养

32.3.1核岛各系统的保养

32.3.2常规岛各系统的保养

第33章 核电站设计事故及处理

33.1反应性事故

33.1.1概述

33.1.2危险

33.1.3保护方法

33.2断电事故和断流事故

33.2.1断电事故

33.2.2断流事故

33.3发电机甩负荷事故

33.3.1概述

33.3.2引起发电机甩负荷的原因

33.3.3发电机甩负荷的瞬态响应

33.4失水事故

33.4.1概述

33.4.2装置的特性

33.4.3失水事故造成的危险

33.4.4保护方法

33.4.5研究结果

33.4.6规程

33.5主蒸汽管道破裂事故

33.5.1概述

33.5.2事故的后果

33.5.3保护措施

33.5.4事故的物理变化过程

33.5.5事故分析中的假设

33.5.6事故举例

33.5.7规程介绍

33.6蒸汽发生器管子断裂事故

33.6.1概述

33.6.2保护手段

33.6.3操纵员不干预时一回路参数

的演变

33.6.4操纵员介入前二回路参数演变

33.6.5操纵员的干预

33.6.6事故规程

第34章 核电站的维修

34.1概述

34.2维修类别

34.2.1维修类别

34.2.2维修级别的划分

34.3维修组织

34.3.1维修组织的机构设置

34.3.2维修的基本目标

34.3.3维修人员的培训与授权

34.4维修组织的各项职能

34.4.1定期的监督与检查

34.4.2制定预防性维修计划

34.4.3工作准备与文件准备

34.4.4维修活动的实施

34.4.5进度控制

34.4.6维修活动的成本管理

34.4.7备品备件与专用工具

34.4.8与运行部门的接口和联络

34.5核电站的维修特点

34.5.1核安全及其与维修的关系

34.5.2质量保证

34.5.3辐射防护

34.5.4停堆周期

34.5.5放射性区域的封闭与出入

34.5.6蒸汽特征

34.6维修指标

34.6.1设备可用率

34.6.2维修质量与设备可靠性

34.6.3辐射剂量指标

34.6.4维修费用

34.7预防性维修

34.7.1维修方针政策的制订

34.7.2判断性维修

34.7.3设备改进

34.7.4可靠性维修

34.8换料停堆大修

34.8.1计划的制订

34.8.2大修前的准备工作

34.8.3大修的实施

34.8.4与国家核安全局的联系

34.8.5经验反馈与最终报告

34.9核电站主要设备的维修纲要

34.9.1核蒸汽供应系统

34.9.2安全壳――反应堆厂房

34.9.3汽轮机组

34.9.4发电机

34.9.5变压器

34.9.6汽轮机主要辅助设备

34.9.7管道与阀门

34.9.8电气辅助设备

34.9.9仪表与控制系统

34.10结束语

第35章 经验反馈和电站改进

35.1经验反馈

35.2事件报告制度

35.3电站改进

第36章 运行期间的质量保证

36.1质量保证组织机构

36.1.1两级质保组织的职责分工

36.1.2质保组织的独立性

36.1.3质保人员的培训和授权

36.2运行质量保证大纲（OQAP）

36.2.1运行质量保证大纲的制定

36.2.2运行质量保证大纲的内容

36.2.3质保大纲的管理部门审评

36.2.4质保大纲的适用范围及核电站物项和服务的分级

36.3管理程序――一电站质量管理手册（PQOM）

36.3.1程序的制定和分类

36.3.2质量管理手册的特点和结构

36.4核电站人员的培训和授权

36.5大亚湾核电站的质量验证

系统

36.5.1质量控制系统――第一级验证

36.5.2质保监督和文件审查――第二

级验证

36.5.3质量监查和评价――第三级

验证

36.5.4质保对缺陷的处理跟踪系统

36.5.5质保统计数据和质量趋势

分析

36.6核安全审评体系

36.7核电站换料大修的质量保证

工作

36.7.1质保组织保证和人员培训

36.7.2标准检查清单

36.7.3质保通知点

36.7.4大修准备及实施过程中的

质保检查

第八篇 核电站安全

第37章 核电站的安全原则

37.1核电站的安全目标

37.1.1总目标

37.1.2辅助目标

37.2核电站的安全原则

37.2.1核安全基本原则

37.2.2有关核安全的具体原则

37.3核安全法规

37.3.1我国有关核电站的安全法规

37.3.2法国的有关核安全法规

37.3.3国际原子能机构（IAEA）推荐

的法规

第38章 核电站的安全监督

38.1核电站的安全审管机构

38.1.1国家核安全局

38.1.2国家环境保护局

38.1.3核电站的主管部门

38.2核安全许可证制度

38.2.1许可证内容

38.2.2许可证申请程序

38.2.3许可证审批程序

38.3核安全检查

38.3.1检查的范围

38.3.2核安全检查的方法和程序

38.3.3环保方面的检查

38.3.4主管部门的检查

38.3.5对营运单位的要求

38.4核电站的报告制度

38.4.1营运单位的报告制度

38.4.2地区监督站的报告制度

第39章 核电站的安全设施

39.1总的安全要求

39.1.1纵深防御概念

39.1.2安全设计的依据

39.1.3安全限制

39.2核电站安全屏障

39.2.1核燃料包壳

39.2.2反应堆冷却剂压力边界

39.2.3安全壳

39.3专用安全设施

39.3.1安全注入系统（RIS）

39.3.2安全壳喷淋系统（EAS）

39.3.3安全壳内大气监测系统（ETY）

39.3.4辅助给水系统（ASG）

39.3.5安全壳隔离系统

39.3.6专用安全设施的支持系统

第40章 核辐射防护措施

40.1核辐射影响及其防护

40.1.1核电站辐射来源及其防护

40.1.2核辐射防护的目的和一般原则

40.1.3辐射防护基本概念和单位

40.2辐射剂量限值及其控制原则

40.2.1核电站工作人员的剂量限值

及其控制原则

40.2.2核电站周围公众的剂量限值

及其控制

40.2.3表面污染的控制水平

40.2.4事故和应急照射

40.3核辐射防护管理机构

40.3.1组织机构及其任务

40.3.2辐射防护规定、规程和细则

40.3.3申报、登记、批准

40.3.4工作人员的教育和培训

40.4工作人员的辐射防护

40.4.1运行期间工作人员的辐射防护

40.4.2事故情况下工作人员的辐射

防护

40.5辐射防护监测的措施

40.5.1工作人员个人剂量监测

40.5.2工作场所的监测

40.5.3排出物和环境监测

40.5.4事故监测

40.5.5辐射监测的质量保证

40.6放射性物质辐射防护管理

措施

40.6.1放射性废物管理原则

40.6.2放射性气体和液体排放

40.6.3放射性固体废物管理

40.6.4放射性物质的贮存、装卸和运

输

40.7核电站周围公众的辐射防护

40.7.1运行期间周围公众的辐射防护

40.7.2事故情况下周围公众的辐射

防护

40.8辐射事故的管理

40.9工作人员的医学检查和健康

管理

40.9.1常规医学监督和检查

40.9.2异常受照人员的医学处理

第41章 核电站三废排放

41.1三废的产生及源项

41.1.1裂变产物

41.1.2活化和腐蚀产物

41.1.3关于反应堆冷却剂放射性

41.1.4关于二回路系统中的放射性

41.1.5关于氚的产生

41.1.6运行模式的影响

41.2三废排放管理

41.2.1排放标准

41.2.2废液排放

41.2.3废气排放

41.2.4固体废物管理

第42章 假想事故分析

42.1设计基准事故

42.1.1四类工况

42.1.2有放射性后果的七种主要事故

42.1.3事故规程（A规程）

42.2预先分析过的超设计基准

事故

42.2.1H规程

42.2.2无紧急停堆的预期暂态（ATWT）

42.3未预先分析过的超设计基准

事故

42.3.1U1规程（防止堆芯熔化的极限

规程）

42.3.2U2规程（减轻严重事故后果的

极限规程）

42.3.3U3规程（H4－U3规程）

42.3.4U4规程（减轻严重事故后果的

极限规程）

42.3.5U5规程（减轻严重事故后果的

极限规程）

第43章 厂区应急计划

43.1厂区应急组织

43.1.1正常管理与运行组织

43.1.2GNPS应急响应组织

43.1.3外部应急支援组织

43.2应急状态划分

43.2.1应急状态分级

43.2.2应急计划区（EPZS）

43.3应急设施和设备

43.3.1主控室

43.3.2紧急停堆盘

43.3.3技术支援中心

43.3.4应急管理中心

43.3.5应急检修中心

43.3.6应急通讯设施

433.7监测和评价设施

43.3.8职业医疗中心

43.3.9JVC支援中心

43.3.10公众信息中心

43.4应急响应行动

43.4.1厂内应急防护响应

43.4.2厂外应急防护行动的建议

43.4.3应急人员辐射照射控制

43.4.4应急状态终止和正常秩序的

恢复

43.4.5应急响应与终止的记录和报告

43.5应急计划的审批和更新

第九篇 核电站建筑物

第44章 概述

44.1土建工程量

44.1.1土建工程规模

44.1.2土建工程概况

44.1.3土建工程进度

44.1.4完成的主要土建工程量

44.2土建工程设计准则

44.2.1设计规范、标准和技术条件

44.2.2土建厂房的设计与计算

44.2.3土建厂房设计荷载

44.3大亚湾核电站土建工程中的

特殊结构

44.3.1反应堆厂房安全壳

44.3.2安全壳钢衬里

44.3.3不锈钢工程

44.3.4重砼工程

44.3.5防巨风及外来飞射物的特殊

结构

44.3.6主蒸汽管道防甩支架

44.3.7防重物跌落的结构

44.3.8防内部飞射物撞击的结构

44.3.9负压建筑物

44.3.10保温夹心墙体结构

44.3.11巨型筏基防水结构和砼浇注

44.3.12安全壳的预埋件

44.3.13铅结构工程

44.3.14防波堤巨型槽型块安放工程

44.3.15道路底层全部铺设过滤布

44.3.16安全壳施工中杜卡模板的采用

44.3.17形状奇特的联合泵站进、出水

口施工模板

44.3.18复杂几何形状光滑曲面的散水

墙工程

44.3.19耐高温防火漆的应用

44.3.20大型砼布料机的广泛应用

44.3.212m水头压力水下密封堵孔

44.4土建施工过程中的重大事件

44.4.11号反应堆厂房筏基漏筋事故

44.4.21号反应堆厂房钢衬里牛腿返

修事故

第45章 厂房及构筑物

45.1核岛土建工程的厂房及构筑

物

45.1.11号和2号反应堆厂房

45.1.21号和2号燃料厂房和换料水池

45.1.31号和2号电气厂房的连接厂房

45.1.4公共电气厂房

45.1.5核辅助厂房

45.1.61号和2号辅助给水贮存罐厂房

45.1.71号和2号柴油机厂房

45.1.81号和2号反应堆厂房龙门架

45.1.91号和2号停堆用更衣室

45.1.10连接塔

45.2常规岛部分土建工程的厂房

及构筑物

45.2.11号和2号汽机厂房

45.2.2润滑油传送间

45.2.31号和2号汽机通风间

45.2.41号和2号联合泵站与泵站附

属建筑

45.3核电站配套设施厂房建筑

（BOP厂房建筑）

45.3.1NI/BOP厂房建筑物

45.3.2CI/BOP厂房建筑物

45.3.3其它BOP厂房建筑物

45.4二期海工构筑物

45.4.1进水渠

45.4.2排水渠

45.4.3防波堤

45.4.4设备码头

45.4.5溃坝防护堤

第46章 厂区构筑物

46.1网络工程

46.1.1网络工程概况

46.1.2地下管网总体设计及布置

46.2厂区道路

46.2.1概况

46.2.2道路结构特点及要求

46.3其它构筑物

46.3.1GC废液排放沟

46.3.2GS排水道

46.3.3围栏

第47章 土建工程竣工文件和档案

47.1概述

47.2厂址选择和前期工程文件

47.2.1厂址选择文件

47.2.2工程勘测文件

47.2.3设计基础资料

47.2.4前期工程文件

47.3土建合同文件

47.4项目控制与协调文件

47.5土建设计文件

47.5.1工程项目分类

47.5.2土建设计文件分类

47.6土建施工文件

47.6.1土建施工综合文件

47.6.2现场施工文件

47.6.3土建施工完工报告和土建安装

完工报告

47.6.4土建竣工图（CAE图纸）

47.6.5土建施工记录档案

第48章 结构监测

48.1概述

48.2结构监测系统

48.3结构形变监测

48.3.1精密水准测量

48.3.2静力水准测量

48.3.3垂线水平位移测量

48.3.4应变测量

48.3.5温度测量

48.3.6钢束应力测量

48.4地震监测系统

48.4.1地震监测点布置方案

48.4.2地震监测仪表特性

48.4.3地震监测系统的操作控制基本系统名称

广东大亚湾核电站土建工程厂房名称及

代码

索引

附：上中下册目录

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