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绪言 1

第1章 安全文化 4

1.1 安全文化的由来 4

1.1.1 核电发展初期：重视设计的保守性和设备的可靠性，实施纵深防御原则 4

1.1.2 三哩岛事故后：加强人机接口和考虑严重事故的预防和缓解 4

1.1.3 切尔诺贝利事故后：倡导安全文化 5

1.2 安全文化的定义、特性和实质 5

1.2.1 安全文化的定义 5

1.2.2 安全文化的特性 6

1.2.3 安全文化的实质 6

1.3 安全文化的组成 6

1.3.1 对决策层的要求 7

1.3.2 对管理层的要求 8

1.3.3 个人的响应 9

1.4 培育安全文化的良好实践 10

1.4.1 应用安全文化理念的一些活动 10

1.4.2 防止人因失误的措施 11

1.5 安全文化的评价 14

1.5.1 安全文化评价的基础 14

1.5.2 安全文化评价的方法 16

1.6 安全文化的指标 17

复习题 23

第2章 核安全法规 24

2.1 核安全法规体系 24

2.2 核安全法规规定的一些原则 29

2.2.1 国家核安全局的主要职能 29

2.2.2 核电厂安全许可证制度 29

2.2.3 核安全监督 32

2.2.4 核事故应急准备 33

2.2.5 核电安全的总目标 36

2.2.6 核动力厂设计的纵深防御概念 36

2.2.7 核电厂运行安全要求 38

2.2.8 国际核事件分级（INES） 40

复习题 43

第3章 核电厂事故分析的基本知识 45

3.1 核电厂事故分析的作用 45

3.2 核电厂事故分析的方法 45

3.2.1 确定论安全分析 45

3.2.2 概率论安全分析 46

3.3 核电厂工况分类及设计基准事故 49

3.4 验收准则 52

3.5 事故分析的基本假设 53

3.6 单一故障准则 54

3.6.1 概述 54

3.6.2 单一故障准则的使用范围 54

3.6.3 单一故障准则的使用方法 55

3.6.4 单一故障准则应用举例 56

3.7 核电厂事故分析用的一些定义 57

复习题 59

第4章 设计基准事故 60

4.1 失流事故 60

4.1.1 概述及失流事故定义 60

4.1.2 过程特征 61

4.1.3 验收准则 61

4.1.4 分析失流事故的重要意义 61

4.1.5 停堆保护信号 62

4.1.6 分析方法 63

4.1.7 主要假设 63

4.1.8 分析结果举例 63

4.1.9 讨论 71

4.2 二回路排热减少 72

4.2.1 Ⅱ类工况概述 72

4.2.2 主给水管道破裂事故 76

4.3 失水事故 81

4.3.1 概述 81

4.3.2 大破口失水事故 82

4.3.3 小破口失水事故 91

4.4 蒸汽发生器传热管破裂事故 101

4.4.1 事故概述 101

4.4.2 FSAR分析方法 102

4.4.3 FSAR分析结果 103

4.4.4 放射性后果 106

4.4.5 SGTR事故的现实分析 107

4.5 冷却剂装量增加 111

4.5.1 事故概述 111

4.5.2 分析方法 112

4.5.3 分析结果 112

4.6 二回路排热增加 115

4.6.1 给水温度下降 115

4.6.2 给水流量增加 117

4.6.3 蒸汽流量过增 120

4.6.4 一台SG安全阀或释放阀误打开 123

4.6.5 蒸汽管道破裂事故 125

4.7 反应性引入事故 133

4.7.1 失控提棒事故 133

4.7.2 弹棒事故 141

4.8 未能紧急停堆的预期瞬态 146

4.8.1 事故概述 146

4.8.2 分析方法 146

4.8.3 分析结果 147

复习题 152

第5章 核电厂严重事故 153

5.1 概述 153

5.2 严重事故的初因事件 153

5.3 严重事故的物理过程 153

5.4 设计中对严重事故应做的考虑 154

5.5 压水堆核电厂需要考虑典型的严重事故预防和缓解措施 154

5.6 核电厂1级PSA的分析结果举例 155

复习题 159

索引 160

参考文献 162