壓水堆核電站燃料管理燃料制造與燃料運(yùn)行

緒論
第一篇 壓水堆核電站的核燃料管理
第1章 核燃料循環(huán)
1.1 核燃料循環(huán)的前端
1.1.1 鈾的開采和提煉
1.1.2 鈾的轉(zhuǎn)化
1.1.3 鈾的濃縮
1.1.4 核燃料的制造
1.1.5 核燃料前段產(chǎn)生的廢物
1.2 核燃料循環(huán)的中段（運(yùn)行中的燃料）
1.3 核燃料循環(huán)的后端
1.3.1 乏燃料的運(yùn)輸和中間儲(chǔ)存
1.3.2 后處理及廢物管理
1.3.3 乏燃料的封裝
1.3.4 廢物的最終處置
1.3.5 钚及鈾的再循環(huán)
1.4 CANDU型重水堆燃料循環(huán)
第2章 壓水堆核電站的核燃料管理實(shí)例
2.1 美國(guó)壓水堆核電站的基本情況及核燃料管理
2.2 法國(guó)壓水堆核電站的核燃料管理
2.2.1 法國(guó)的核電站
2.2.2 法國(guó)的核燃料
2.2.3 法國(guó)核電站堆內(nèi)燃料管理
2.3 南非核電站的核燃料管理
2.3.1 南非的核電站
2.3.2 南非的核燃料管理
2.4 比利時(shí)核電站及燃料管理
2.5 韓國(guó)壓水堆核電站及核燃料管理
2.6 日本的核電站及核燃料管理
2.6.1 日本核電站概況
2.6.2 日本核電站的運(yùn)行
2.6.3 日本的核燃料工業(yè)
2.6.4 日本的核燃料管理
2.7 中國(guó)臺(tái)灣省壓水堆核電站的核燃料管理
第3章 壓水堆核電站的核燃料管理原理與方法
3.1 核燃料管理的過(guò)程
3.1.1 濃縮鈾和零部件采購(gòu)
3.1.2 燃料組件的采購(gòu)
3.1.3 燃料組件制造
3.1.4 換料設(shè)計(jì)
3.1.5 堆芯核燃料起運(yùn)與裝載
3.2 換料堆芯設(shè)計(jì)過(guò)程、內(nèi)容與方法
3.2.1 燃料管理設(shè)計(jì)概述
3.2.2 換料設(shè)計(jì)過(guò)程
3.2.3 堆芯核設(shè)計(jì)
3.2.4 堆芯熱工水力設(shè)計(jì)
3.3 換料安全評(píng)價(jià)方法
3.3.1 概述
3.3.2 通用關(guān)鍵安全參數(shù)
3.3.3 堆芯功率能力驗(yàn)證
3.3.4 特定事故關(guān)鍵安全參數(shù)
3.3.5 參數(shù)超限后的再評(píng)價(jià)和再分析
3.3.6 換料安全分析檢查表
第4章 大亞灣核電站的燃料管理
4.1 核燃料供應(yīng)國(guó)產(chǎn)化和核燃料管理國(guó)內(nèi)自主化
4.1.1 概述
4.1.2 核燃料組件供應(yīng)國(guó)產(chǎn)化
4.1.3 燃料管理國(guó)內(nèi)自主化
4.2 大亞灣核電站的燃料管理改進(jìn)
4.2.1 功率象限傾斜抑制
4.2.2 安注濃硼系統(tǒng)改進(jìn)
4.2.3 提高燃料富集度
4.3 18個(gè)月?lián)Q料模式
4.3.1 可行性研究
4.3.2 18個(gè)月?lián)Q料必須采用的新設(shè)計(jì)技術(shù)和新燃料組件1
4.3.3 新燃料組件選則和使用要求
4.3.4 AFA-3G燃料組件
4.3.5 18個(gè)月?lián)Q料燃料管理方案的確定
4.3.6 堆芯核設(shè)計(jì)和功率能力分析
4.3.7 關(guān)鍵安全參數(shù)
4.3.8 WRB-A和FC-2000CHF關(guān)系式
4.3.9 用統(tǒng)計(jì)法（MSG）確定DNBR設(shè)計(jì)限值
4.3.10 DRM和LOCA分析
4.3.11 事故分析及安全裕量
4.3.12 PCI分析
4.3.13 長(zhǎng)期低功率運(yùn)行模式
4.3.14 提高核燃料的燃耗限值
4.3.15 高燃耗下的彈棒事故分析
4.3.16 運(yùn)行圖和保護(hù)圖
4.4 延伸運(yùn)行模式
4.4.1 延伸運(yùn)行的概述
4.4.2 延伸運(yùn)行的目的
4.4.3 延伸運(yùn)行的原理
4.4.4 延伸運(yùn)行的特點(diǎn)、物理現(xiàn)象和限制條件
4.4.5 延伸運(yùn)行的安全分析基礎(chǔ)
4.4.6 延伸運(yùn)行期間修改的參數(shù)
4.4.7 延伸運(yùn)行實(shí)施的準(zhǔn)備
4.4.8 延伸運(yùn)行的實(shí)施
4.4.9 延伸運(yùn)行的驗(yàn)證和評(píng)價(jià)
4.4.10 結(jié)論
4.5 P+3先導(dǎo)組件項(xiàng)目
4.5.1 背景
4.5.2 引進(jìn)Performance+3先導(dǎo)組件的目的
4.5.3 Performance+3的主要特點(diǎn)和技術(shù)評(píng)價(jià)
4.5.4 大亞灣核電站引入P+先導(dǎo)組件實(shí)施方案
4.5.5 風(fēng)險(xiǎn)評(píng)價(jià)
4.5.6 結(jié)論及總體進(jìn)度
4.6 24個(gè)月?lián)Q料模式
第5章 嶺澳核電站的核燃料管理
5.1 混合堆芯和提高燃料富集度
5.1.1 嶺澳核電站投產(chǎn)初期燃料管理基本特點(diǎn)
5.1.2 嶺澳核電站第二循環(huán)以后燃料管理面臨的問題
5.1.3 嶺澳核電站混合核燃料堆芯與提升燃料富集度項(xiàng)目論證
5.1.4 項(xiàng)目的實(shí)施
5.1.5 經(jīng)濟(jì)性分析
5.1.6 結(jié)論
5.2 換料設(shè)計(jì)經(jīng)驗(yàn)
5.2.1 象限功率傾斜超差及對(duì)策
5.2.2 1號(hào)機(jī)組第三循環(huán)換料設(shè)計(jì)改進(jìn)
5.3 延伸運(yùn)行
5.3.1 背景
5.3.2 項(xiàng)目分析論證
5.3.3 儀表與控制準(zhǔn)備
5.3.4 運(yùn)行準(zhǔn)備
5.3.5 執(zhí)照申請(qǐng)
5.3.6 其他方面
5.4 先進(jìn)燃料管理
5.4.1 背景與目的
5.4.2 嶺澳核電站先進(jìn)燃料管理的策略
5.4.3 燃料管理改進(jìn)的重要前提條件
5.4.4 嶺澳核電站先進(jìn)燃料管理過(guò)渡的特點(diǎn)
……
第二篇 壓水堆核電站的核燃料組件的生產(chǎn)
第三篇 壓水堆核電站的核燃料運(yùn)行