操縱員培訓(xùn)內(nèi)容

——操縱員培訓(xùn)內(nèi)容核電基礎(chǔ)理論培訓(xùn)（培訓(xùn)學(xué)時(shí)：不少于360學(xué)時(shí)）序號(hào)培訓(xùn)項(xiàng)目/課程學(xué)時(shí)主要培訓(xùn)內(nèi)容1反應(yīng)堆物理801.原子結(jié)構(gòu)、同位素、核截面和核反應(yīng)率等2.中子慢化和擴(kuò)散3.核反應(yīng)堆臨界理論4.反應(yīng)性隨時(shí)間變化5.溫度效應(yīng)和反應(yīng)性控制6.核反應(yīng)堆動(dòng)力學(xué)7.核燃料循環(huán)和堆芯燃料管理概述8.反應(yīng)堆物理啟動(dòng)、臨界試驗(yàn)、停堆后再啟動(dòng)等2熱工水力學(xué)801.熱力學(xué)單位和特性、溫度、顯熱、比熱等熱力學(xué)基礎(chǔ)2.理想氣體的性質(zhì)、理想氣體比熱力學(xué)能與比焓等熱力學(xué)過(guò)程3.卡諾循環(huán)、朗肯循環(huán)、熱力循環(huán)效率等熱力循環(huán)及核電廠主要熱力過(guò)程4.導(dǎo)熱、對(duì)流、換熱等傳熱學(xué)基礎(chǔ)5.流體性質(zhì)、伯努利方程等流體力學(xué)6.核燃料、包殼材料、冷卻劑及其熱物性7.反應(yīng)堆內(nèi)的釋熱：核裂變產(chǎn)生的能量及其在堆芯內(nèi)的分布、燃料棒和堆芯釋熱計(jì)算等8.反應(yīng)堆傳熱：反應(yīng)堆內(nèi)熱量傳輸、燃料元件和堆內(nèi)部件的傳熱及溫度分布等9.穩(wěn)態(tài)工況下反應(yīng)堆流體力學(xué)分析：?jiǎn)蜗蛄?、兩相流、自然循環(huán)等10.堆芯穩(wěn)態(tài)熱工水力設(shè)計(jì)：?jiǎn)瓮ǖ滥Ｐ偷姆磻?yīng)堆穩(wěn)態(tài)熱工設(shè)計(jì)、子通道分析模型等3核電廠輻射防護(hù)321.原子結(jié)構(gòu)、放射性及其衰變規(guī)律、輻射和輻射量等基本概念2.輻射探測(cè)基礎(chǔ)3.輻射防護(hù)基礎(chǔ)4.核電廠輻射與防護(hù)5.輻射監(jiān)測(cè)6.放射性廢物管理等4核電廠材料241.核電廠材料分類、核電廠主要部件材料等2.材料物理、機(jī)械、腐蝕性能等材料性能3.核燃料材料4.包殼材料5.結(jié)構(gòu)材料：壓力容器材料、奧氏體不銹鋼等6.反應(yīng)堆其他材料：控制材料、慢化和反射材料、冷卻劑材料等7.老化管理和失效分析基礎(chǔ)等5核電廠水化學(xué)241.水化學(xué)基礎(chǔ)理論2.腐蝕及其防護(hù)3.化學(xué)補(bǔ)償控制4.冷卻劑輻射化學(xué)5.系統(tǒng)的水化學(xué)準(zhǔn)則6.水處理工藝和系統(tǒng)7.水化學(xué)分析和監(jiān)測(cè)等6核電廠通用機(jī)械設(shè)備401.閥門(mén)2.泵3.風(fēng)機(jī)4.熱交換器5.汽輪機(jī)6.承壓設(shè)備等7核電廠電氣原理與設(shè)備401.核電廠的電氣設(shè)備、電氣設(shè)備安全分級(jí)等2.核電廠開(kāi)關(guān)電器與導(dǎo)體3.成套配電裝置4.核電廠交流電和直流電5.變壓器6.交直流電動(dòng)機(jī)7.同步發(fā)電機(jī)及勵(lì)磁系統(tǒng)8.核電廠的電氣主接線及廠用電9.電氣設(shè)備的測(cè)量和控制10.電力系統(tǒng)接地及變頻器11.繼電保護(hù)等8核電廠儀表與控制401.核電廠儀表與控制系統(tǒng)概述：組成和功能、特點(diǎn)、安全分級(jí)等2.自動(dòng)控制與調(diào)節(jié)基本知識(shí)3.核電廠反應(yīng)堆功率監(jiān)測(cè)儀表4.核電廠過(guò)程參數(shù)監(jiān)測(cè)儀表5.核電廠反應(yīng)堆控制系統(tǒng)6.反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)過(guò)程參數(shù)的控制7.蒸汽轉(zhuǎn)換系統(tǒng)過(guò)程參數(shù)的控制8.汽輪機(jī)的控制和保護(hù)9.反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)10.集中和分散控制系統(tǒng)11.核電廠主控室和信息系統(tǒng)等合計(jì)360

系統(tǒng)與運(yùn)行培訓(xùn)（培訓(xùn)學(xué)時(shí)：不少于180學(xué)時(shí)）序號(hào)培訓(xùn)項(xiàng)目/課程學(xué)時(shí)主要培訓(xùn)內(nèi)容1核電廠系統(tǒng)1641.系統(tǒng)設(shè)計(jì)目的、功能及其核安全相關(guān)重要性2.系統(tǒng)的正常和備用電源3.系統(tǒng)操作注意事項(xiàng)、整定值、限值及設(shè)計(jì)原則4.與其它系統(tǒng)和機(jī)組（如有）的關(guān)聯(lián)5.通過(guò)其它系統(tǒng)實(shí)現(xiàn)功能的替代方式6.設(shè)備運(yùn)行的設(shè)計(jì)原則、能力以及限值7.系統(tǒng)和設(shè)備自動(dòng)控制邏輯特性8.系統(tǒng)和設(shè)備運(yùn)行的手動(dòng)、就地和備用操作方式9.系統(tǒng)有效監(jiān)控（就地、遠(yuǎn)程、計(jì)算機(jī)顯示及報(bào)警）10.相關(guān)遠(yuǎn)程和就地儀表、指示、報(bào)警和控制11.數(shù)據(jù)記錄裝置12.13.系統(tǒng)重要運(yùn)行參數(shù)以及參數(shù)之間的相互關(guān)系14.系統(tǒng)相關(guān)的化學(xué)控制及潛在影響15.系統(tǒng)相關(guān)的運(yùn)行技術(shù)規(guī)格書(shū)要求，特別是要求立即行動(dòng)的運(yùn)行限制條件16.系統(tǒng)相關(guān)的工業(yè)安全注意事項(xiàng)17.18.機(jī)組啟動(dòng)與停運(yùn)19.反應(yīng)堆運(yùn)行物理20.2運(yùn)行技術(shù)規(guī)格書(shū)81.運(yùn)行技術(shù)規(guī)格書(shū)的定義、作用及適用范圍2.運(yùn)行技術(shù)規(guī)格書(shū)的結(jié)構(gòu)、相關(guān)要求3.運(yùn)行技術(shù)規(guī)格書(shū)的正常運(yùn)行限值和條件、安全系統(tǒng)整定值、監(jiān)督要求、設(shè)計(jì)特征、行政管理等4.緩解措施等3核安全分析41.核反應(yīng)堆安全基本概念與特征2.核反應(yīng)堆安全對(duì)策3.核電廠運(yùn)行工況與事故分類4.核安全分析方法5.典型設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故6.最終安全分析報(bào)告等4嚴(yán)重事故管理41.嚴(yán)重事故基本概念2.嚴(yán)重事故現(xiàn)象與特征3.與應(yīng)急運(yùn)行規(guī)程的接口4.嚴(yán)重事故應(yīng)急管理流程5.嚴(yán)重事故主控室導(dǎo)則6.歷史上的嚴(yán)重事故等合計(jì)180模擬機(jī)培訓(xùn)（培訓(xùn)學(xué)時(shí)：不少于400學(xué)時(shí)）序號(hào)培訓(xùn)項(xiàng)目主要培訓(xùn)內(nèi)容1正常運(yùn)行工況1.堆芯反應(yīng)性操作的保守方法2.啟動(dòng)時(shí)核測(cè)儀表的響應(yīng)3.反應(yīng)堆臨界和核加熱點(diǎn)的確認(rèn)方式4.規(guī)程和運(yùn)行技術(shù)規(guī)格書(shū)的使用5.反應(yīng)堆啟動(dòng)過(guò)程中出現(xiàn)異常情況的響應(yīng)6.核電廠啟動(dòng)和停運(yùn)7.重要設(shè)備啟停操作8.一、二回路功率控制9.定期試驗(yàn)執(zhí)行等2預(yù)計(jì)運(yùn)行事件工況1.報(bào)警響應(yīng)2.一回路泄漏3.蒸汽發(fā)生器傳熱管泄漏4.反應(yīng)堆冷卻劑泵故障5.不可控冷卻6.汽輪機(jī)或發(fā)電機(jī)跳閘7.汽輪機(jī)甩負(fù)荷8.核儀表故障9.非核儀表故障10.保護(hù)系統(tǒng)故障11.棒控系統(tǒng)故障12.需要緊急硼化的工況13.燃料包殼破損導(dǎo)致反應(yīng)堆冷卻劑高放射性14.汽輪機(jī)旁排系統(tǒng)故障15.儀用壓空部分喪失或單個(gè)設(shè)備的儀用壓空喪失16.部分失電或電源降級(jí)(包括安全級(jí)和非安全級(jí)儀表電源)17.部分喪失重要廠用水系統(tǒng)18.部分喪失設(shè)備冷卻水或單個(gè)設(shè)備的冷卻水喪失19.喪失凝汽器真空20.喪失凝汽器冷卻水21.凝結(jié)水系統(tǒng)故障22.給水系統(tǒng)故障23.給水加熱器故障等3事故工況1.意外停堆2.誤安注3.一回路破口事故4.二回路破口事