核反应堆安全分析PDF电子书下载

核安全目标 4

安全的总目标 5

辅助目标 5

核反应堆的安全设计 7

纵深防御原则 7

多道屏障 8

安全设计的基本原则 9

核反应堆的安全运行与管理 10

核反应堆运行安全的管理 10

核安全文化 12

核安全法规及安全监督 15

国家核安全管理部门 15

核安全法规 15

核安全许可证制度 16

习题 17

参考文献 18

反应堆的安全性 19

反应堆的安全功能 20

反应性的控制 21

确保堆芯冷却 22

包容放射性产物 24

专设安全设施 26

设计原则 26

安全注射系统 27

安全壳系统 28

辅助给水系统 32

习题 33

参考文献 33

反应堆瞬态 34

动态方程的一般形式 34

点堆动态方程 36

点堆动态方程的使用说明 39

反应性反馈机理 41

温度效应 41

燃料温度系数αTfe 43

慢化剂温度系数αT 45

空泡系数αv 47

反应堆动力学模型 49

中子动力学模型 50

堆芯热传输模型 52

习题 55

参考文献 55

核反应堆运行工况与事故分类 56

确定论基本分析逻辑 61

设计基准事故（DBA） 61

分析基本假定 61

验收准则 62

反应性引入事故 63

反应性引入机理 63

超功率瞬变 64

弹棒事故分析 68

失流事故 70

流量瞬变 70

冷却剂温度瞬变 73

自然循环冷却 74

流量完全丧失典型事故分析 76

热阱丧失事故 77

温度瞬变 78

压力瞬变 80

典型事故分析 81

蒸汽发生器传热管破裂事故 82

事故过程 82

事故后果 85

蒸汽管道破裂事故 85

事故描述 85

结果与讨论 87

给水管道破裂事故 88

事故过程 88

事故后果 91

冷却剂丧失事故 91

简单容器喷放瞬态分析计算 92

大破口失水事故 96

小破口冷却剂丧失事故 101

未紧急停堆的预期瞬态（ATWS） 103

完全失去蒸汽发生器正常给水 103

完全失去外电源 105

稳压器卸压阀意外打开 107

习题 107

参考文献 108

严重事故过程和现象 109

堆芯熔化过程 111

堆芯加热 111

堆芯熔化 113

压力容器内的过程 115

碎片的重新定位 115

熔落燃料与冷却剂的相互作用和蒸汽爆炸 116

下封头损坏模型 118

自然循环 121

安全壳内过程 121

概述 121

安全壳早期失效 123

安全壳晚期失效 127

安全壳旁路 131

严重事故管理 132

基本概念 132

事故预防 132

事故缓解措施研究 133

核电厂核事故应急管理 136

核应急的定义 137

应急管理工作的方针 137

应急机构及职责 138

应急计划 139

应急计划区 141

应急状态的分级和特征 142

宣布各应急等级的目的和程序 143

三里岛事故 144

电厂概述 144

事故过程 145

事故的后果和堆芯损坏 146

切尔诺贝利事故 148

反应堆描述 148

事故过程 150

事故后处理 152

事故对环境的影响 153

事故原因与经验教训 154

习题 155

参考文献 156

概述 157

核电厂系统分析模型与程序 159

两相流动场方程 159

两相流模型的分类 162

RELAP4序列程序简介 163

RELAP5程序简介 173

严重事故计算分析 176

分析方法概述 176

源项计算程序简介 178

典型源项计算结果 180

习题 182

参考文献 182

核电厂安全性两种评价方法的比较 183

风险的定义 185

概率安全评价研究范围和实施程序 187

PSA分析的3个等级 187

PSA的实施程序 189

始发事件的确定与分组 191

确立始发事件清单 191

始发事件的分组及其定量化 193

安全功能、前沿系统和支持系统 193

事件树分析方法 195

事件树的建造 195

事件序列定量化 196

核电厂PSA结果的矩阵表示法 197

事件树模型化方法 198

大破口事件树 199

故障树分析法 202

概述 202

故障树中常用的符号 203

故障树的建造规则 204

故障树建造实例 207

故障树的定性分析 209

故障树的定量分析 214

事故序列分析 220

概述 220

事故序列中相关性处理 220

事故序列中系统成功的处理 221

事故序列的定量化 221

核电厂PSA分析结果 222

美国反应堆安全研究（RSS） 222

德国风险研究 223

NUREG一1150分析结果 225

PSA发展趋势及其应用 229

以风险度量为基础改进技术规格书 229

PSA在运行管理上的应用 230

PSA在新型反应堆设计上的应用 231

习题 232

参考文献 233

放射性衰变与辐射生物学效应 235

放射性衰变 235

电离辐射 236

辐射生物学效应 236

放射性物质的产生 237

裂变产物 237

锕系元素 239

活化产物 240

裂变产物的性能 241

事故情况下放射性物质的释放 243

放射性物质向主回路系统的释放 243

放射性物质向安全壳的释放 248

放射性物质在大气中的扩散 256

气载物在大气中的稀释扩散 256

大气扩散能力与气象条件的关系 259

放射性物质释出物的健康效应 263

放射性烟云的外照射 263

烟云地面沉积放射性的外照射 265

吸入空气中放射性造成的内照射 266

通过食物链造成的内照射 268

放射性辐射防护原则 269

辐射防护基本原则与保健限值 269

合理可行尽量低（ALARA）原则 270

习题 270

参考文献 271

压水堆发展现状 272

先进压水堆AP600 275

AP600发展历史 275

AP600的设计特点 276

AP600的安全特性 277

AP600的经济性 279

中国先进型压水堆CAP600 280

CAP600概述 280

CAP600的主要技术特点 282

固有安全堆简介 287

概述 287

过程固有极度安全的反应堆（PIUS） 288

安全整体式反应堆（SIR） 293

习题 294

参考文献 294

快中子增殖堆的发展概况与特点 297

快堆的发展与作用 297

快堆的特点 299

中国实验快堆 300

快中子增殖堆的安全特征 303

快堆的固有安全性 303

快中子增殖堆安全上的隐患 306

快中子增殖堆事故分析 307

事故分类 307

最大假想事故 309

快中子增殖堆对环境放射性影响评价 321

习题 322

参考文献 322

高温气冷反应堆的发展概况 323

早期钢壳HTGR原型电厂 326

预应力混凝土示范电厂 327

模块式高温气冷反应堆的发展 328

中国高温气冷反应堆的发展 330

HTR—10高温气冷实验堆的设计特点和安全特性 330

HTR—10基本设计特点 330

阻止放射性释放的屏障 334

HTR—10基本安全特性 338

HTR—10基本特性 338

始发事件分类 340

HTR—10设计基准事故和严重事故分析 342

事故分析程序 342

一回路失压事故 343

蒸汽发生器传热管破裂（即一回路进水事故） 344

一根控制棒在功率运行下失控提升 349

热气导管压力容器双端断裂 352

失去厂外电源未能紧急停堆ATWS 354

HTR—10对环境放射性影响评价 356

设计限制 356

正常运行工况下对环境的影响 357

事故对环境的影响 358

关键居民组、关键核素和关键途径 358

习题 358

参考文献 359

重水堆系统的设计特征 360

重水堆的安全特性 364

重水堆固有的安全特性 364

工程安全特性 366

事故响应的特点 373

失水事故 374

主回路小破口失水事故 374

主回路大破口失水事故 379

重水堆严重事故分析 384

严重事故序列 385

堆芯严重损坏序列 386

先进重水堆ACR简介 388

开发ACR的目标 388

ACR的设计特点 389

ACR的安全特性 391

习题 398

参考文献 398