核電廠事故分析

內(nèi)容概要

　　《核電廠事故分析》主要內(nèi)容為核電廠設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故分析的基本知識(shí)和典型事故的分析方法和案例，其中包括各個(gè)事故的過程特點(diǎn)，事故緩解手段和對(duì)操縱人員的要求等。在分析案例中，本書引入了二代和三代核電機(jī)組設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故的分析，并進(jìn)行了比較。
　　《核電廠事故分析》是清華大學(xué)核能科學(xué)與工程專業(yè)研究生課程核電廠事故分析使用的教材，也可供從事核電工程的相關(guān)技術(shù)人員及高等院校核工程專業(yè)的師生參考。

書籍目錄

第1章緒論
1.1核電發(fā)展的現(xiàn)狀
1.2發(fā)展核電的重要意義
1.3核電發(fā)展的指導(dǎo)思想、方針和目標(biāo)
1.4核電廠安全性的特征
1.5核電廠安全的總目標(biāo)
1.6我國核安全法規(guī)體系
1.7核電廠安全許可證制度
1.8核電廠有關(guān)安全的基本設(shè)計(jì)思想
第2章事故分析的基本知識(shí)
2.1核電廠事故分析的方法
2.2一些術(shù)語的定義
2.2.1壓水堆核電廠的運(yùn)行狀態(tài)
2.2.2安全功能
2.2.3安全停堆
2.2.4安全級(jí)設(shè)備
2.2.5能動(dòng)部件與非能動(dòng)部件
2.2.6能動(dòng)故障與非能動(dòng)故障
2.2.7事故的短期階段與長期階段
.2.3單一故障準(zhǔn)則
2.3.1概述
2.3.2單一故障準(zhǔn)則的使用范圍
2.3.3單一故障準(zhǔn)則的使用方法
2.4核電廠運(yùn)行事件的分類
2.5驗(yàn)收準(zhǔn)則
2.5.1通用的驗(yàn)收準(zhǔn)則
2.5.2具體的驗(yàn)收準(zhǔn)則
2.6事故分析的基本假設(shè)
2.6.1初始條件及各項(xiàng)參數(shù)
2.6.24項(xiàng)基本假設(shè)
2.7壓水堆核電廠設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故譜
2.7.1西屋三回路壓水堆核電廠設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故
2.7.2apl000壓水堆核電廠設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故
2.8核電廠事故分析的計(jì)算機(jī)程序
第3章失流事故
3.1概述及定義
3.2失流事故過程特征
3.3失流事故驗(yàn)收準(zhǔn)則
3.4分析失流事故的重要意義
3.5停堆保護(hù)信號(hào)
3.6分析方法及泵模型
3.7泵模型
3.8主要假設(shè)
3.9秦山核電廠失流事故分析
3.10ap1000核電廠失流事故分析
3.10.1ap1000部分主泵停止運(yùn)行
3.10.2ap1000全部失流事故分析
3.10.3ap1000反應(yīng)堆冷卻劑泵卡軸事故
第4章二回路導(dǎo)出熱量減少事故
4.1概述
4.1.1二回路導(dǎo)出熱量減少事件的特征
4.1.2涉及的預(yù)期運(yùn)行瞬變及假想事故
4.1.3驗(yàn)收準(zhǔn)則
4.1.4涉及的設(shè)備與系統(tǒng)
4.2汽輪機(jī)停車
4.2.1概述
4.2.2分析方法
4.2.3秦山核電廠分析結(jié)果
4.2.4ap1000的汽輪機(jī)停機(jī)事故
4.3主給水管道破裂
4.3.1定義與過程描述
4.3.2涉及的安全措施與安全設(shè)施
4.3.3.分析采用的主要假設(shè)
4.3.4大亞灣核電廠分析結(jié)果
4.3.5 ap1000主給水管道破裂事故分析
第5章反應(yīng)堆冷卻劑喪失事故
5.1概述
5.1.1定義
5.1.2失水事故造成的危害
5.1.3loca的驗(yàn)收準(zhǔn)則
5.1.4loca分析的歷史情況
5.2保守分析的大破口失水事故
5.2.1保守分析中所定義的lbloca
5.2.2典型的事故過程
5.2.3有關(guān)lbloca的問題討論
5.3最大概率工況的lbloca分析計(jì)算
5.3.1引言
5.3.2最佳分析與保守分析主要假設(shè)的比較
5.3.3瞬變過程
5.3.4小結(jié)
5.4apl000大破口失水事故分析
5.4.1大破口失水事故瞬態(tài)分析
5.4.2放射性后果
5.4.3大破口失水事故分析方法和結(jié)果
5.5小破口失水事故
5.5.1概述
5.5.2從質(zhì)能平衡分析sbloca的降壓過程
5.5.3典型的sbloca過程現(xiàn)象
5.6apl000小破口事故的瞬態(tài)分析
5.6.1小破口失水事故瞬態(tài)描述
5.6.2小破口失水事故分析的方法
5.6.3小破口失水事故分析結(jié)果
5.7蒸氣發(fā)生器傳熱管破裂事故
5.7.1概述
5.7.2sgtr的分析方法及驗(yàn)收準(zhǔn)則
5.7.3典型的事故過程
5.7.4操縱員的干預(yù)動(dòng)作
5.7.5秦山核電廠sgtr事故及其處置措施
5.8ap1000蒸氣發(fā)生器傳熱管破裂事故(sgtr)分析
5.8.1sgtr事故簡介
5.8.2結(jié)果和影響分析
5.8.3放射性后果
5.8.4結(jié)論
第6章主蒸氣管道破裂事故
6.1概述
6.2二次系統(tǒng)導(dǎo)出熱量增加的ⅱ類工況
6.3有關(guān)的設(shè)施及討論
6.4兩種情況下mslb的事故過程
6.4.1有濃硼注入系統(tǒng)
6.4.2無濃硼注入系統(tǒng)
6.5一些影響因素的討論
6.6秦山核電廠主蒸氣管道破裂事故分析
6.7ap1000蒸氣管道破裂事故
6.7.1起因鑒定及事故描述
6.7.2事故后果分析
6.7.3分析結(jié)果
6.7.4結(jié)論
6.7.5放射性后果
第7章彈棒事故
7.1概述
7.1.1起因
7.1.2事故過程
7.1.3防免及緩解措施
7.2驗(yàn)收準(zhǔn)則
7.3大亞灣核電廠和秦山核電廠的分析結(jié)果
7.4大亞灣核電廠彈棒事故分析的評(píng)審結(jié)論
7.5ap1000控制棒組件彈出事故
7.5.1事故起因及事故描述
7.5.2分析方法和假設(shè)
7.5.3分析結(jié)果
第8章atws未能停堆的預(yù)期運(yùn)行瞬變
8.1概述
8.2atws分析假設(shè)條件
8.3秦山atws事故分析
8.3.1lofw-atws
8.3.2loop-atws
8.3.3控制棒失控提升atws
8.3.4一個(gè)穩(wěn)壓器卸壓閥卡開atws
8.3.5lofw-atws后失去全部給水的情況
8.3.6失去主給水a(chǎn)tws的處置措施
8.3.7結(jié)論
第9章嚴(yán)重事故
9.1概述
9.2嚴(yán)重事故的初因事件
9.3嚴(yán)重事故的物理過程
9.4嚴(yán)重事故的對(duì)策
9.5嚴(yán)重事故研究的歷史
附錄a三哩島事故
a1核電廠概況
a2事故過程
a2.1第一階段汽輪機(jī)停車
a2.2第二階段冷卻劑喪失
a2.3第三階段繼續(xù)卸壓
a2.4第四階段升溫瞬變(2～6h)
a2.5第五階段持續(xù)卸壓(7.5～13.5h)
a2.6第六階段升壓及最終建立穩(wěn)定的冷卻方式
a2.7第七階段排出氫氣(1～8d)
a3事故的后果
附錄b切爾諾貝利事故
b1現(xiàn)場的應(yīng)急行動(dòng)
b2事故發(fā)生的原因
b3人員撤離
b4放射性物質(zhì)的釋放和轉(zhuǎn)移
b5干預(yù)措施
b6真實(shí)與謊言
附錄c福島事故
c1事件回顧
c2氫氣爆炸
c3福島事故的影響
參考文獻(xiàn)

章節(jié)摘錄

版權(quán)頁：   插圖：   2.6 事故分析的基本假設(shè) 2.6.1 初始條件及各項(xiàng)參數(shù) 事故分析采用的初始條件及各項(xiàng)參數(shù)均取保守值，即取值對(duì)后果會(huì)產(chǎn)生不利的影響。但究竟取正不確定性還是取負(fù)不確定性，常常需要經(jīng)過仔細(xì)考慮，甚至必須經(jīng)過敏感性分析才能確定。為決定如何取保守值，有三個(gè)方面是必須慮及的：①所分析的事故的過程特征；②事故分析所針對(duì)哪一項(xiàng)驗(yàn)收準(zhǔn)則；③在事故分析中，采用的是哪一種停堆信號(hào)。在以后各章中，將針對(duì)各種事故討論保守值的選取。 下面列舉一些需考慮取保守值的項(xiàng)目及通用的不確定性值： （1）運(yùn)行參數(shù)需考慮不確定性（控制系統(tǒng)死區(qū)，儀表誤差及波動(dòng)）。例如，初始功率+2％，初始溫度±2.2℃（40F），穩(wěn)壓器壓力土2.1bar（30psi）。穩(wěn)壓器水位取±2％，SG二次側(cè)水位取±5％等。主冷卻劑流量，一般取設(shè)計(jì)值。這實(shí)際上已加上了保守性，因?qū)嶋H流量往往會(huì)大于設(shè)計(jì)流量，而且如取較小的保守值會(huì)影響到冷卻劑溫度的決定。SG二次側(cè)的壓力往住由熱平衡決定，不必預(yù)先規(guī)定正負(fù)不確定性。 （2）堆物理參數(shù)：慢化劑溫度（密度）反應(yīng)性系數(shù)取后果最大的壽期的數(shù)值，甚至取為零值。如對(duì)于確定壽期的分析，則取±10％不確定性，燃料多普勒反應(yīng)性系數(shù)取±15％，控制棒價(jià)值計(jì)算取15％不確定性。 （3）停堆信號(hào)應(yīng)取安全級(jí)信號(hào)。法國的分析中不取第一個(gè)到達(dá)的停堆信號(hào)，可參考執(zhí)行。停堆設(shè)定值需帶上保守性。停堆信號(hào)至控制棒開始自由下落的延遲時(shí)間，應(yīng)按實(shí)驗(yàn)結(jié)果加上保守性，控制棒負(fù)反應(yīng)性引入曲線，應(yīng)取趨底型（下凸型）曲線。 （4）金屬結(jié)構(gòu)熱容量及傳熱面積，一般取±10％不確定性。 （5）穩(wěn)壓器及SG安全閥開啟壓力，也應(yīng)取保守值。 1.AP1000事故分析采用的初始條件 因?yàn)榇蠖鄶?shù)的事故都是由偏離泡核沸騰準(zhǔn)則所限制的，所以初始條件假設(shè)為名義值。功率、溫度、壓力的容許值是由統(tǒng)計(jì)方法得到的，由此引起的偏離泡核沸騰比（DNBR）的不確定性，已包括在內(nèi)。這就是改進(jìn)的熱工設(shè)計(jì)方法（和傳統(tǒng)的保守性假設(shè)不同）。 對(duì)于不是由DNB設(shè)計(jì)準(zhǔn)則限制的事故，或者對(duì)于沒有使用改進(jìn)的熱工設(shè)計(jì)方法的事故，初始條件用的是名義值加上最大的不利的穩(wěn)態(tài)誤差的值。在分析中假想了下列的保守性誤差。 ①反應(yīng)堆功率由于熱量測(cè)量誤差有+2％的誤差；②由于系統(tǒng)的溫度測(cè)量誤差和控制器的死區(qū)間，平均冷卻劑溫度有+6.5～—7.0°F的誤差；③由于穩(wěn)態(tài)的波動(dòng)和測(cè)量誤差，穩(wěn)壓器壓力有+3.5bar（+50psi）的誤差。

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