第1章 緒論
1．1 核動力裝置控制的任務(wù)和要求
1．1．1 船用核動力裝置的特點
1．1．2 核動力裝置控制系統(tǒng)的任務(wù)和要求
1．2 船用核動力裝置控制系統(tǒng)的基本組成和結(jié)構(gòu)
1．2．1 船用核動力裝置控制系統(tǒng)的基本組成
1．2．2 船用核動力裝置控制系統(tǒng)的體系結(jié)構(gòu)
1．3 核動力裝置控制系統(tǒng)的發(fā)展歷程與趨勢

第2章 核動力裝置傳遞函數(shù)與特性
2．1 反應(yīng)堆核動力學(xué)模型與特性
2．1．1 集總參數(shù)分析方法
2．1．2 反應(yīng)堆點堆動力學(xué)方程
2．1．3 反應(yīng)堆核動力學(xué)傳遞函數(shù)
2．1．4 反應(yīng)堆頻率特性分析
2．1．5 影響反應(yīng)堆反應(yīng)性的主要因素
2．1．6 反應(yīng)堆核動力學(xué)特性分析
2．2 核反應(yīng)堆熱動力學(xué)模型與特性
2．2．1 熱動力學(xué)方程的建立
2．2．2 反應(yīng)堆熱動力學(xué)系統(tǒng)傳遞函數(shù)
2．2．3 反應(yīng)堆熱動力學(xué)特性分析
2．3 蒸汽發(fā)生器動力學(xué)模型與特性
2．3．1 假設(shè)
2．3．2 蒸汽發(fā)生器熱動力學(xué)方程與傳遞函數(shù)
2．3．3 蒸汽發(fā)生器水位特性
2．4 冷卻劑管道動力學(xué)模型與特性
2．5 反應(yīng)堆及蒸汽發(fā)生器進出口混合效應(yīng)動力學(xué)模型與特性
2．6 核動力一回路系統(tǒng)的傳遞函數(shù)與特性
2．6．1 一回路系統(tǒng)的內(nèi)部反饋
2．6．2 核動力裝置系統(tǒng)的耦合機理分析

第3章 核動力裝置穩(wěn)定性分析
3．1 動態(tài)系統(tǒng)的穩(wěn)定性
3．2 核動力系統(tǒng)冷卻劑溫度反饋回路分析
3．2．1 溫度反饋回路開環(huán)特性
3．2．2 溫度反饋回路特性
3．3 反應(yīng)堆溫度反應(yīng)性反饋回路分析
3．3．1 溫度反應(yīng)性反饋回路分析
3．3．2 壓水堆核動力系統(tǒng)的自穩(wěn)自調(diào)特性

第4章 反應(yīng)堆功率控制
4．1 反應(yīng)堆功率控制原理與方法
4．1．1 反應(yīng)堆功率控制原理
4．1．2 反應(yīng)堆功率控制的基本方法
4．1．3 反應(yīng)堆功率控制系統(tǒng)的基本要求
4．2 核動力裝置的穩(wěn)態(tài)運行方案
4．2．1 穩(wěn)態(tài)運行方案的概念
4．2．2 反應(yīng)堆進、出口平均溫度恒定的穩(wěn)態(tài)運行方案
4．2．3 二回路蒸汽壓力恒定的穩(wěn)態(tài)運行方案
4．2．4 折中方案
4．2．5 考慮一回路冷卻劑流量的控制方案
4．3 核動力裝置的負荷調(diào)節(jié)方案
4．3．1 機跟堆的運行方式
4．3．2 堆跟機的運行方式與負荷調(diào)節(jié)方案
4．3．3 快速降功率和緊急停堆的控制
4．4 反應(yīng)堆功率控制系統(tǒng)
4．4．1 反應(yīng)堆功率控制系統(tǒng)的組成與工作方式
4．4．2 控制棒驅(qū)動機構(gòu)
4．4．3 棒控系統(tǒng)
4．4．4 反應(yīng)堆功率自動調(diào)節(jié)裝置
4．4．5 棒位測量與指示系統(tǒng)

第5章 核動力裝置過程控制
5．1 概述
5．1．1 核動力裝置過程控制系統(tǒng)的功能
5．1．2 過程控制系統(tǒng)的一般要求
5．1．3 過程控制系統(tǒng)的組成
5．2 穩(wěn)壓器壓力控制
5．2．1 穩(wěn)壓器壓力控制的基本原理
5．2．2 船用核動力裝置穩(wěn)壓器壓力控制系統(tǒng)
5．3 穩(wěn)壓器水位控制
5．3．1 水位定值恒定的控制方式
5．3．2 水位定值變化的控制方式
5．4 一回路主冷卻劑泵控制
5．4．1 主泵控制系統(tǒng)功能
5．4．2 系統(tǒng)組成與工作方式
5．4．3 工作原理．
5．5 一回路輔助系統(tǒng)工藝過程控制
5．5．1 余熱排出過程控制系統(tǒng)
5．5．2 凈化過程控制系統(tǒng)
5．5．3 安全注射過程控制系統(tǒng)
5．5．4 補水過程控制系統(tǒng)
5．5．5 設(shè)備冷卻水過程控制系統(tǒng)
5．5．6 應(yīng)急控制
5．6 蒸汽發(fā)生器水位控制
5．6．1 概述
5．6．2 船用蒸汽發(fā)生器水位控制系統(tǒng)
5．7 蒸汽排放控制
5．7．1 概述
5．7．2 控制系統(tǒng)組成
5．7．3 控制系統(tǒng)工作原理
5．8 主冷凝器水位與過冷度控制
5．8．1 概述
5．8．2 主冷凝器水位控制系統(tǒng)
5．8．3 主凝水過冷度控制系統(tǒng)

第6章 反應(yīng)堆安全保護系統(tǒng)
6．1 概述
6．1．1 反應(yīng)堆安全保護系統(tǒng)的功能
6．1．2 安全保護系統(tǒng)的保護參數(shù)
6．1．3 安全保護系統(tǒng)的保護方式
6．1．4 安全保護系統(tǒng)的范圍及基本結(jié)構(gòu)
6．1．5 安全保護系統(tǒng)的一般要求
6．2 反應(yīng)堆安全保護系統(tǒng)設(shè)計準則
6．2．1 安全保護系統(tǒng)的可靠性
6．2．2 安全保護系統(tǒng)的設(shè)計依據(jù)
6．2．3 安全保護系統(tǒng)的設(shè)計準則
6．3 保護系統(tǒng)設(shè)計的典型結(jié)構(gòu)
6．3．1 單通道安全保護系統(tǒng)
6．3．2 冗余安全保護系統(tǒng)
6．3．3 冗余總體符合邏輯安全保護系統(tǒng)
6．3．4 冗余局部符合邏輯安全保護系統(tǒng)
6．4 船用壓水堆安全保護系統(tǒng)
6．4．1 保護方式與保護參數(shù)
6．4．2 組成與結(jié)構(gòu)形式
6．4．3 反應(yīng)堆超功率保護
6．4．4 反應(yīng)堆短周期保護
6．4．5 冷卻劑流量信號處理及斷流保護
6．4．6 反應(yīng)堆出口超溫保護
6．4．7 低壓保護
6．4．8 保護連鎖
6．5 信號報警裝置
6．5．1 信號報警裝置的用途
6．5．2 對信號報警裝置的要求
6．5．3 船用核動力信號報警裝置

第7章 核動力先進儀表與控制技術(shù)
7．1 概述
7．1．1 先進I&C系統(tǒng)的優(yōu)勢
7．1．2 先進儀控系統(tǒng)的主要硬件技術(shù)
7．1．3 核動力先進I&C系統(tǒng)中的信息處理技術(shù)
7．2 先進壓水堆核電廠控制技術(shù)
7．2．1 先進壓水堆核電廠AP1000簡介
7．2．2 AP1000先進壓水堆的控制
7．2．3 AP1000數(shù)字化儀表與控制系統(tǒng)

參考文獻