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