——操縱員培訓內(nèi)容核電基礎理論培訓（培訓學時：不少于360學時）序號培訓項目/課程學時主要培訓內(nèi)容1反應堆物理801.原子結(jié)構(gòu)、同位素、核截面和核反應率等2.中子慢化和擴散3.核反應堆臨界理論4.反應性隨時間變化5.溫度效應和反應性控制6.核反應堆動力學7.核燃料循環(huán)和堆芯燃料管理概述8.反應堆物理啟動、臨界試驗、停堆后再啟動等2熱工水力學801.熱力學單位和特性、溫度、顯熱、比熱等熱力學基礎2.理想氣體的性質(zhì)、理想氣體比熱力學能與比焓等熱力學過程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程4.導熱、對流、換熱等傳熱學基礎5.流體性質(zhì)、伯努利方程等流體力學6.核燃料、包殼材料、冷卻劑及其熱物性7.反應堆內(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算等8.反應堆傳熱：反應堆內(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)工況下反應堆流體力學分析：單向流、兩相流、自然循環(huán)等10.堆芯穩(wěn)態(tài)熱工水力設計：單通道模型的反應堆穩(wěn)態(tài)熱工設計、子通道分析模型等3核電廠輻射防護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.輻射探測基礎3.輻射防護基礎4.核電廠輻射與防護5.輻射監(jiān)測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等5核電廠水化學241.水化學基礎理論2.腐蝕及其防護3.化學補償控制4.冷卻劑輻射化學5.系統(tǒng)的水化學準則6.水處理工藝和系統(tǒng)7.水化學分析和監(jiān)測等6核電廠通用機械設備401.閥門2.泵3.風機4.熱交換器5.汽輪機6.承壓設備等7核電廠電氣原理與設備401.核電廠的電氣設備、電氣設備安全分級等2.核電廠開關電器與導體3.成套配電裝置4.核電廠交流電和直流電5.變壓器6.交直流電動機7.同步發(fā)電機及勵磁系統(tǒng)8.核電廠的電氣主接線及廠用電9.電氣設備的測量和控制10.電力系統(tǒng)接地及變頻器11.繼電保護等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、安全分級等2.自動控制與調(diào)節(jié)基本知識3.核電廠反應堆功率監(jiān)測儀表4.核電廠過程參數(shù)監(jiān)測儀表5.核電廠反應堆控制系統(tǒng)6.反應堆冷卻劑系統(tǒng)過程參數(shù)的控制7.蒸汽轉(zhuǎn)換系統(tǒng)過程參數(shù)的控制8.汽輪機的控制和保護9.反應堆保護系統(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360

系統(tǒng)與運行培訓（培訓學時：不少于180學時）序號培訓項目/課程學時主要培訓內(nèi)容1核電廠系統(tǒng)1641.系統(tǒng)設計目的、功能及其核安全相關重要性2.系統(tǒng)的正常和備用電源3.系統(tǒng)操作注意事項、整定值、限值及設計原則4.與其它系統(tǒng)和機組（如有）的關聯(lián)5.通過其它系統(tǒng)實現(xiàn)功能的替代方式6.設備運行的設計原則、能力以及限值7.系統(tǒng)和設備自動控制邏輯特性8.系統(tǒng)和設備運行的手動、就地和備用操作方式9.系統(tǒng)有效監(jiān)控（就地、遠程、計算機顯示及報警）10.相關遠程和就地儀表、指示、報警和控制11.數(shù)據(jù)記錄裝置12.13.系統(tǒng)重要運行參數(shù)以及參數(shù)之間的相互關系14.系統(tǒng)相關的化學控制及潛在影響15.系統(tǒng)相關的運行技術規(guī)格書要求，特別是要求立即行動的運行限制條件16.系統(tǒng)相關的工業(yè)安全注意事項17.18.機組啟動與停運19.反應堆運行物理20.2運行技術規(guī)格書81.運行技術規(guī)格書的定義、作用及適用范圍2.運行技術規(guī)格書的結(jié)構(gòu)、相關要求3.運行技術規(guī)格書的正常運行限值和條件、安全系統(tǒng)整定值、監(jiān)督要求、設計特征、行政管理等4.緩解措施等3核安全分析41.核反應堆安全基本概念與特征2.核反應堆安全對策3.核電廠運行工況與事故分類4.核安全分析方法5.典型設計基準事故6.最終安全分析報告等4嚴重事故管理41.嚴重事故基本概念2.嚴重事故現(xiàn)象與特征3.與應急運行規(guī)程的接口4.嚴重事故應急管理流程5.嚴重事故主控室導則6.歷史上的嚴重事故等合計180模擬機培訓（培訓學時：不少于400學時）序號培訓項目主要培訓內(nèi)容1正常運行工況1.堆芯反應性操作的保守方法2.啟動時核測儀表的響應3.反應堆臨界和核加熱點的確認方式4.規(guī)程和運行技術規(guī)格書的使用5.反應堆啟動過程中出現(xiàn)異常情況的響應6.核電廠啟動和停運7.重要設備啟停操作8.一、二回路功率控制9.定期試驗執(zhí)行等2預計運行事件工況1.報警響應2.一回路泄漏3.蒸汽發(fā)生器傳熱管泄漏4.反應堆冷卻劑泵故障5.不可控冷卻6.汽輪機或發(fā)電機跳閘7.汽輪機甩負荷8.核儀表故障9.非核儀表故障10.保護系統(tǒng)故障11.棒控系統(tǒng)故障12.需要緊急硼化的工況13.燃料包殼破損導致反應堆冷卻劑高放射性14.汽輪機旁排系統(tǒng)故障15.儀用壓空部分喪失或單個設備的儀用壓空喪失16.部分失電或電源降級(包括安全級和非安全級儀表電源)17.部分喪失重要廠用水系統(tǒng)18.部分喪失設備冷卻水或單個設備的冷卻水喪失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