法国布热核电站2-5机组初步安全分析报告 第3卷PDF电子书下载

第一章 质量的实现 1

1.1通用建造准则 1

目录 1

1.2质量控制组织 2

第二章 为了检查选定的安全设计的正确性所进行的试验 3

2.1原型试验和运行电站的经验 3

2.1.1核蒸汽供应系统 3

2.2建造阶段在车间内做的试验 5

2.2.1主泵 5

2.1.2安全壳外壳和反应堆厂房混凝土结构 5

2.2.2控制棒驱动机构 6

2.2.3仪表 6

2.2.4核辅助系统设备 6

2.2.5燃料处理机构 6

2.3现场试验 6

第三章 详细安全分析 7

3.1堆芯和反应性控制 7

3.1.1预防 8

3.1.3保护方法 10

3.1.2监视 10

3.2.1预防 11

3.2一回路系统 11

3.2.2监视 12

3.2.3保护方法 13

3.3安全壳 14

3.3.1预防 14

3.3.3保护方法 15

3.4燃料元件的装卸 15

3.3.2监视 15

3.4.1预防 16

3.4.2监视 17

3.4.3保护方法 17

3.5二回路系统 18

3.5.1介绍 18

3.5.2预防 18

3.5.3监视 18

3.5.4保护方法 18

3.6.2预防 19

3.6核辅助系统 19

3.6.1介绍 19

3.6.3监视 20

3.6.4保护方法 20

第四章 典型事故和事故释放 21

前言 21

4.1总述 21

4.2过渡过程和运行事故 21

4.2.1在起动时控制棒束不可控地抽出 21

4.2.1.1概述 21

4.2.1.2事件分析 22

4.2.1.3结论 23

4.2.2在功率运行时控制棒束不可控地抽出 23

4.2.2.1概述 23

4.2.2.2事件分析 24

4.2.3.2结论 25

4.2.4.1概述 25

4.2.4控制棒束下落 25

4.2.3短控制棒束位置不正确 25

4.2.2.3结论 25

4.2.3.1概述 25

4.2.4.2事件分析 26

4.2.4.3结论 27

4.2.5化学和容积控制系统故障 27

4.2.5.1概述 27

4.2.5.2事件分析 28

4.2.5.3结论 29

4.2.6.2事件分析 30

4.2.6暂停回路的起动 30

4.2.6.1概述 30

4.2.6.3结论 31

4.2.7反应堆冷却剂流量的丧失 31

4.2.7.1概述 31

4.2.7.2事件分析 32

4.2.7.3结论 33

4.2.8给水温度降低 33

4.2.9.1概述 34

4.2.9失去正常给水 34

4.2.8.2事件分析 34

4.2.8.3结论 34

4.2.9.2事件分析 35

4.2.10负荷过度增加 36

4.2.10.1概述 36

4.2.10.2事件分析 36

4.2.10.3结论 37

4.3起动安全装置的事故 37

4.3.1燃料操作事故 37

4.3.1.1概述 37

4.3.1.2分析方法 37

4.3.2放射性废液的事故释放 38

4.3.3放射性废气的事故释放 38

4.3.3.1分析方法 39

4.3.4蒸汽发生器管子破裂 39

4.3.4.1概述 39

4.3.4.2事故分析 41

4.3.4.3结论 41

4.3.5蒸汽管破裂 42

4.3.5.1概述 42

4.3.4.4释放 42

4.3.5.2从反应堆热工观点进行事故分析 43

4.3.5.3结论 44

4.3.5.4辐射后果的分析 44

4.3.6控制棒束射出 45

4.3.6.1概述 45

4.3.6.2事故分析 46

4.3.7失去厂外电源 49

4.4.1事故描述 50

4.4失水事故（LOCA） 50

4.4.1.1预防措施 50

4.3.8控制电源失压 50

4.4.1.2保护措施 51

4.4.2热工水力学分析 52

4.4.2.1喷射的水力学 52

4.4.2.2反应堆动力学 54

4.4.2.3堆芯冷却分析 54

4.4.2.4论证实验 55

4.4.3一回路热工水力学分析结果 56

4.4.3.1中等的和大的破裂 56

4.4.3.2小破裂 56

4.4.3.3安全注入箱中氮的作用 57

4.4.3.4堆芯中蒸汽的形成 57

4.4.4机械应力 57

4.4.4.1堆冷却系统的快速减压 57

4.4.4.2堆压力壳内部构件的机械应力 57

4.4.4.3堆冷却系统的机械应力 59

4.4.5释放到安全壳内的能量 59

4.4.5.1NSSS中易释放到安全壳中的能量来源的暂定数值 59

4.4.5.2对于不同破裂面积释放到安全壳中能量的初步数值 60

4.4.6安全壳完整性的研究 60

4.4.6.1计算由一回路失压而引起的压力峰值 60

4.4.6.3安全壳设计的论证 61

4.4.7放射性产物释放到安全壳外的研究 61

4.4.7.1基本假设 61

4.4.6.2一回路失压后压力和温度的发展 61

4.4.7.2裂变产物在大气中扩散的假设 62

4.4.7.3计算方法 62

4.4.7.4结果 63

4.4.7.5说明 65

4.4.7.6对厂内人员的事故后果 65

5.1.1工作组织 67

5.1人员保护的组织 67

5.1.2区域的定义 67

第五章 保健物理 67

5.2排出物的管理和排放 68

5.2.1排出物的数量、浓度和性质 68

5.2.2排放前后的放射性监测装置的描述 69

6.2.1阶段Ⅰ：初步试验 73

6.2试验计划 73

6.2.2阶段Ⅱ：无堆芯的整体试验 73

6.1试验目的 73

第六章 起动试验 73

6.2.3阶段Ⅲ：起动试验 75

6.3试验的组织与必需的证件 76

4.2.8.1概述 83