第一章 概述 1
1.1 核电厂的发展与安全 1
1.2 典型核电事故分析 5
1.2.1 切尔诺贝利核电事故 6
1.2.2 三里岛核电事故 8
1.2.3 日本福岛核电事故 12
1.2.4 三大事故对核电发展的影响 15
1.3 核电厂的经济性与安全性 17
1.3.1 核电厂的经济性 17
1.3.2 核电厂的安全性 19
1.4 核电厂的构成 19
1.4.1 核岛 20
1.4.2 常规岛 21
1.5 核电厂的运行特点 22
1.6 我国核电的起步和发展前景 23
复习思考题 25
第二章 核安全文化 26
2.1 核安全与核安全文化 26
2.2 核安全文化体系的影响因素 29
2.2.1 设计 29
2.2.2 建造 33
2.2.3 运行 34
2.2.4 监管 36
2.2.5 退役 37
2.3 基于纵深防御的核安全文化 38
2.3.1 五级防御 38
2.3.2 三道防线 40
2.4 基于三道屏障和三大安全功能的核安全保障体系 41
2.4.1 基于三道屏障的核安全保障体系 41
2.4.2 基于三大安全功能的核安全保障体系 43
2.5 基于核安全文化的单一故障与共模故障准则 44
2.5.1 单一故障准则 44
2.5.2 共模故障准则 46
2.6 核安全的相关组织 47
2.6.1 国际原子能机构 47
2.6.2 世界核电运营者协会 49
复习思考题 51
第三章 核电厂的安全运行与管理 52
3.1 核电厂的安全组织机构 52
3.1.1 核电厂安全组织机构的职责 52
3.1.2 核电厂安全组织机构的形式 52
3.1.3 核电厂组织机构的职能分配 53
3.2 核电厂运行人员的资格和培训 55
3.2.1 核电厂运行人员的作用 55
3.2.2 运行人员的资格 56
3.2.3 运行人员的培训 57
3.2.4 运行人员的考核与授权 58
3.3 正常运行规程 59
3.4 核电厂安全状态的监测 59
3.4.1 安全参数显示系统 59
3.4.2 运行限值和条件 63
3.5 运行的质量保证 65
3.6 核电厂事故预案和应急计划 66
3.6.1 核电厂事故处理规程 66
3.6.2 核电厂应急计划 68
3.7 核电厂的安全审核评价和安全监督 70
复习思考题 72
第四章 核电厂安全设计 73
4.1 安全设计原理 73
4.1.1 安全目标 73
4.1.2 安全理念 74
4.2 安全设计准则 75
4.2.1 辐射防护要求 75
4.2.2 安全功能要求 75
4.2.3 核电厂安全特性 76
4.2.4 设计基准 76
4.2.5 设备质量与检修安全 77
4.2.6 系统和部件的可靠性设计 78
4.2.7 运行人员操作的优化设计 81
4.2.8 余热输送设备设计 81
4.2.9 防火和防爆设计 82
4.2.10 次级故障的影响 82
4.2.11 多堆共用的构筑物、系统和部件 82
4.2.12 含有可裂变或放射性物质的系统 82
4.2.13 撤离路线和通信手段 83
4.2.14 核电厂出入口控制 83
4.2.15 核电厂的退役 83
4.3 反应堆堆芯安全设计 83
4.3.1 反应堆设计 83
4.3.2 燃料元件设计 84
4.3.3 反应堆堆芯控制 84
4.3.4 反应堆停堆 84
4.4 反应堆冷却剂系统安全设计 85
4.4.1 反应堆冷却剂系统 85
4.4.2 一回路压力边界的在役检查 86
4.4.3 反应堆冷却剂装置 86
4.4.4 反应堆冷却剂净化 86
4.4.5 堆芯余热的排出 86
4.4.6 应急堆芯冷却 87
4.4.7 应急堆芯冷却系统的检查和试验 87
4.5 信息和控制系统设计 87
4.5.1 基本设计要求 87
4.5.2 控制室设计 88
4.5.3 辅助控制点 88
4.5.4 应急控制中心 88
4.6 保护系统设计 89
4.6.1 保护系统的功能 89
4.6.2 保护系统的可靠性和可试验性 89
4.6.3 保护系统和控制系统的分隔 89
4.7 应急动力供应系统设计 90
4.8 安全壳系统设计 90
4.8.1 安全壳系统的作用 90
4.8.2 安全壳的结构强度 90
4.8.3 安全壳的泄漏 91
4.8.4 安全壳压力试验 91
4.8.5 安全壳贯穿件 91
4.8.6 安全壳隔离 91
4.8.7 安全壳构筑物的气密闸门 92
4.8.8 安全壳内部结构 92
4.8.9 安全壳的排热 92
4.8.10 安全壳内气体的净化 92
4.8.11 覆盖层和涂层 92
4.9 辐射防护设计 93
4.9.1 防护原则 93
4.9.2 防护设计 93
4.9.3 辐射监测设备 94
4.9.4 放射性废物的处理 94
4.9.5 液态放射性物质向环境释放的控制 94
4.9.6 气载放射性物质的控制 95
4.10 燃料装卸和贮存系统设计 95
4.10.1 未辐照燃料的装卸和贮存 95
4.10.2 已辐照燃料的装卸和贮存 95
4.11 设计确认 96
4.11.1 安全分析 96
4.11.2 设备的合格鉴定 97
4.11.3 质量保证 97
复习思考题 97
第五章 核电厂的专设安全设施 99
5.1 安全注射系统 99
5.1.1 安全注射系统的功能 99
5.1.2 安全注射系统的描述 100
5.1.3 安全注射系统的运行 102
5.1.4 安全注射系统的试验和监测 103
5.1.5 非能动堆芯冷却系统 104
5.2 安全壳 106
5.2.1 安全壳结构 106
5.2.2 安全壳贯穿件 108
5.2.3 安全壳的隔离与检验 110
5.2.4 安全壳的附属系统 112
5.3 安全壳喷淋系统 113
5.3.1 安全壳喷淋系统的功能 113
5.3.2 安全壳喷淋系统的描述 114
5.3.3 安全壳喷淋系统的运行 115
5.4 蒸汽发生器辅助给水系统 116
5.4.1 蒸汽发生器辅助给水系统的功能 116
5.4.2 蒸汽发生器辅助给水系统的描述 117
5.4.3 蒸汽发生器辅助给水系统的运行 118
5.5 氢气控制系统 120
5.5.1 氢气控制系统的特点 120
5.5.2 氢气控制系统的功能 120
5.5.3 氢气控制系统的组成 120
5.5.4 氢气控制系统的运行 121
5.6 主控室应急可居留系统 121
5.6.1 主控室应急可居留系统的功能 121
5.6.2 主控室应急可居留系统的组成 121
5.6.3 主控室应急可居留系统的运行 122
5.7 自动卸压系统 123
5.7.1 自动卸压系统的功能 123
5.7.2 自动卸压系统的组成 123
5.7.3 自动卸压系统的控制 124
复习思考题 126
第六章 核电厂异常运行工况分析 127
6.1 核电厂运行工况分析 127
6.1.1 运行工况分类 127
6.1.2 事故工况下应遵守的准则 129
6.1.3 超设计基准事故分析 130
6.2 国际核事件等级划分 131
复习思考题 135
第七章 核电厂安全组织与安全控制 136
7.1 核电厂最小核安全运行值 136
7.2 正常运行期间的核安全控制 138
7.2.1 核电厂运行技术规范 138
7.2.2 机组再启动的核安全控制 139
7.2.3 系统和设备状态控制 140
7.2.4 定期试验的核安全控制 141
7.2.5 通知STA的情况 141
7.3 事故工况下的核安全控制 142
7.3.1 应急运行程序（EOP/SOP） 142
7.3.2 场内应急组织 143
7.3.3 事故停堆后的重新临界 143
7.4 外部侵害和自然事件的核安全控制 144
复习思考题 145
第八章 核电厂典型事故 146
8.1 反应性事故 147
8.1.1 现象与危险 147
8.1.2 原因分析 147
8.1.3 反应性事故预防 156
8.2 蒸汽发生器传热管断裂事故 156
8.2.1 现象与危险 157
8.2.2 原因分析 158
8.2.3 处理与预防 159
8.3 蒸汽管道破裂事故 161
8.3.1 现象与危险 161
8.3.2 原因分析 163
8.3.3 处理与预防 163
8.4 热气导管压力容器双断裂 165
8.4.1 现象与危险 165
8.4.2 原因分析 167
8.4.3 预防与处理 168
8.5 给水管道破裂事故 169
8.5.1 现象与危险 169
8.5.2 原因分析 171
8.5.3 处理与预防 171
8.6 失水事故 172
8.6.1 现象与危险 172
8.6.2 原因分析 177
8.6.3 处理与预防 177
8.7 一回路失压事故 178
8.7.1 现象与危险 178
8.7.2 原因分析 180
8.7.3 处理与预防 182
8.8 厂用电失去事故 183
8.8.1 现象与危险 183
8.8.2 原因分析 185
8.8.3 处理与预防 186
8.9 事故时未能紧急停堆的预期瞬态 189
8.9.1 现象与危险 189
8.9.2 原因分析 190
8.9.3 处理与预防 192
8.10 超设计基准事故 193
8.10.1 现象与危险 193
8.10.2 事故的原因 194
8.10.3 处理与预防 195
复习思考题 197
第九章 核电厂放射性辐射防护 198
9.1 核电厂的核辐射 198
9.1.1 安全壳内辐射源 200
9.1.2 安全壳外辐射源 200
9.2 核电厂核辐射的防护规定 201
9.2.1 辐射防护的目的和原则 201
9.2.2 年剂量限值 202
9.3 核电厂核辐射的防护措施 204
9.3.1 正常运行期间的核辐射防护措施 204
9.3.2 事故时的核辐射防护措施 206
9.4 核电厂的屏蔽 207
9.4.1 热屏蔽 208
9.4.2 生物屏蔽 209
复习思考题 210
第十章 核电厂三废及其处理 211
10.1 核电厂三废的产生 211
10.2 核电厂放射性废物的处理 213
10.3 硼的回收 215
10.3.1 硼回收系统的工作原理 215
10.3.2 硼回收系统的运行 217
10.4 放射性废气的处理 217
10.4.1 含氢废气的处理 217
10.4.2 含氧废气的处理 219
10.5 放射性废液的处理 219
10.6 放射性固体废物的处理 221
复习思考题 223
第十一章 先进的核电安全技术 224
11.1 各阶段核电厂安全性比较 224
11.1.1 第一代核电厂安全特点 224
11.1.2 第二代核电厂安全特点 224
11.1.3 第三代核电厂安全特点 225
11.1.4 第四代核电厂安全特点 226
11.1.5 各阶段核电厂安全性比较 226
11.2 第三代核电厂安全技术基准 227
11.2.1 美国先进轻水堆技术基准 227
11.2.2 欧洲先进核电技术设计基准 231
11.3 第三代核电厂——非能动型核电厂AP1000 233
11.3.1 AP1000技术简介 233
11.3.2 AP1000的结构特点 234
11.3.3 AP1000安全纵深防御原则 237
11.3.4 AP1000非能动安全系统 238
11.3.5 AP1000严重事故管理策略 242
11.4 第三代核电厂——改进型核电厂EPR 243
11.4.1 EPR技术简介 243
11.4.2 EPR的结构特点 244
11.4.3 EPR堆芯熔化概率的改进与堆芯熔化预防 247
11.4.4 EPR缓解严重事故的措施 249
11.4.5 EPR专设的安全设施 250
11.5 第四代核技术与我国核电的发展 252
11.5.1 亟待开发的第四代核技术 252
11.5.2 发展核电是我国的必然选择 253
复习思考题 254
附录Ⅰ 我国核电国标一览表 255
附录Ⅱ 有关核电厂的安全法规 257
附录Ⅲ 有关核电厂的安全导则 260
缩略语 263
参考文献 266
编后语 269