核反應堆安全分析

內容概要

本教材以壓水堆型核電廠為研究對象，著重論述美國三哩島核電廠事故發(fā)生后十多年來核安全與反應堆事故分析中的主要課題與重大進展。全書共9章，第1、2章介紹核反應堆安全的基本原則、核反應堆的安全性及安全功能，說明當前國際核能界對核電廠安全與事故對策的見解與實踐；第3章闡述核反應堆瞬態(tài)分析基礎；第 4章用確定論安全評價法，對壓水堆各類設計基準的事故過程進行分析；第5章闡述嚴重事故（即超設計基準事故）過程、分析方法和事故的處置與對策；第6章介紹安全分析模型建立方法與已獲成功應用的典型計算程序；第7章介紹核安全評價中另一種新的系統(tǒng)的工程安全評價技術——概率安全評價法；第8章分析事故情況下放射性物質釋放規(guī)律、輻射后果及其防護原則；第9章討論新一代壓水堆安全性的改進與發(fā)展?！　”緯歉叩葘W校核能工程系高年級學生選修課和碩士研究生學位課程的教材，也可供從事核反應堆和核電廠管理、設計、研究、運行等方面工作的科技人員參考。

書籍目錄

前言 第1章　核反應堆安全的基本原則 　1.1　核安全目標 　　1.1.1　安全的總目標 　　1.1.2　輔助目標 　1.2　核反應堆的安全設計 　　1.2.1　縱深防御原則 　　1.2.2　多道屏障 　　1.2.3　安全設計的基本原則 　1.3　核反應堆的安全運行與管理 　1.4　核安全法規(guī)及安全監(jiān)督 　　1.4.1　國家核安全管理部門 　　1.4.2　核安全法規(guī) 　　1.4.3　核安全許可證制度 第2章　核反應堆的安全系統(tǒng) 　2.1　反應堆的安全性 　2.2　反應堆的安全功能 　　2.2.1　反應性的控制 　　2.2.2　確保堆芯冷卻 　　2.2.3　包容放射性產物 　2.3　專設安全設施 　　2.3.1　設計原則 　　2.3.2　安全注射系統(tǒng) 　　2.3.3　安全殼系統(tǒng) 　　2.3.4　輔助給水系統(tǒng) 第3章　核反應堆瞬態(tài)分析基礎 　3.1　反應堆瞬態(tài) 　　3.1.1　動態(tài)方程的一般形式 　　3.1.2　點堆動態(tài)方程 　　3.1.3　點堆動態(tài)方程的使用說明 　3.2　反應性反饋機理 　　3.2.1　溫度效應 　　3.2.2　燃料溫度系數αT fe　　3.2.3　慢化劑溫度系數αTm　　3.2.4　空泡系數αv 　3.3　反應堆動力學模型 　　3.3.1　簡化動力學模型 　　3.3.2　堆芯熱傳輸模型 第4章　確定論安全分析 　4.1　核反應堆運行工況與事故分類 　4.2　反應性引入事故 　　4.2.1　反應性引入機理 　　4.2.2　超功率瞬變 　4.3　失流事故 　　4.3.1　流量瞬變 　　4.3.2　冷卻劑溫度瞬變 　　4.3.3　自然循環(huán)冷卻 　4.4　熱阱喪失事故 　　4.4.1　溫度瞬變 　　4.4.2　壓力瞬變 　4.5　蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故 　　4.5.1　事故過程 　　4.5.2　事故后果 　4.6　蒸汽管道破裂事故 　　4.6.1　事故描述 　　4.6.2　結果與討論 　4.7　給水管道破裂事故 　　4.7.1　事故過程 　　4.7.2　事故后果 　4.8　冷卻劑喪失事故 　　4.8.1　簡單容器噴放瞬態(tài)分析計算 　　4.8.2　大破口失水事故 　　4.8.3　小破口冷卻劑喪失事故 　4.9　未能緊急停堆的預計瞬變 　　4.9.1　完全失去蒸汽發(fā)生器正常給水 　　4.9.2　完全失去外電源 　　4.9.3　穩(wěn)壓器卸壓閥意外打開 第5章　核電廠的嚴重事故 　5.1　嚴重事故過程和現象 　5.2　堆芯熔化過程 　　5.2.1　堆芯加熱 　　5.2.2　堆芯熔化 　5.3　壓力容器內的過程 　　5.3.1　碎片的重新定位 　　5.3.2　熔落的燃料與冷卻劑的相互作用和蒸汽爆炸 　　5.3.3　下封頭損壞模型 　　5.3.4　自然循環(huán) 　5.4　安全殼內過程 　　5.4.1　現象 　　5.4.2　堆芯熔融物與混凝土的相互作用 　　5.4.3　氫氣的分布與燃燒 　5.5　嚴重事故的操作管理 　5.6　三哩島事故與切爾諾貝利事故 　　5.6.1　三哩島事故 　　5.6.2　切爾諾貝利事故 第6章　核反應堆安全分析模型及程序概論 　6.1　概述 　6.2　核電廠系統(tǒng)分析模型與程序 　　6.2.1　兩相流動場方程 　　6.2.2　兩相流模型的分類 　　6.2.3　RELAP4序列程序簡介 　　6.2.4　RELAP5程序簡介 　6.3　嚴重事故計算分析 　　6.3.1　分析方法概述 　　6.3.2　源項計算程序簡介 　　6.3.3　典型源項計算結果 第7章　概率安全評價法 　7.1　核電廠安全性兩種評價方法的比較 　7.2　風險的定義 　7.3　概率安全評價研究范圍和實施程序 　　7.3.1　PSA分析的三個等級 　　7.3.2　PSA的實施程序 　7.4　初始事件的確定與分組 　　7.4.1　確立初始事件清單 　　7.4.2　初始事件的分組及其定量化 　　7.4.3　安全功能、前沿系統(tǒng)和支持系統(tǒng) 　7.5　事件樹分析方法 　　7.5.1　事件樹的建造 　　7.5.2　事件序列定量化 　　7.5.3　核電廠PSA結果的矩陣表示法 　　7.5.4　事件樹模型化方法 　　7.5.5　大破口事件樹 　7.6　故障樹分析法 　　7.6.1　概述 　　7.6.2　故障樹中常用的符號 　　7.6.3　故障樹的建造規(guī)則 　　7.6.4　故障樹建造實例 　　7.6.5　故障樹的定性分析 　　7.6.6　故障樹的定量分析 　7.7　事故序列分析 　　7.7.1　概述 　　7.7.2　事故序列中相關性處理 　　7.7.3　事故序列中系統(tǒng)成功的處理 　　7.7.4　事故序列的定量化 　7.8　核電廠PSA分析結果 　　7.8.1　美國反應堆安全研究（RSS） 　　7.8.2　德國風險研究 　　7.8.3　NUREG－1150分析結果 　7.9　PSA發(fā)展趨勢及其應用 　　7.9.1　以風險度量為基礎改進技術規(guī)格書 　　7.9.2　PSA在運行管理上的應用 　　7.9.3　PSA在新型反應堆設計上的應用 第8章　放射性物質的釋放及其危害分析 　　8.1　基本概念 　　8.1.1　放射性衰變 　　8.1.2　電離輻射 　　8.1.3　輻射生物學效應 　8.2　放射性物質的產生 　　8.2.1　裂變產物 　　8.2.2　錒系元素 　　8.2.3　活化產物 　　8.2.4　裂變產物的性能 　8.3　事故情況下放射性物質的釋放 　　8.3.1　放射性物質向主回路系統(tǒng)的釋放 　　8.3.2　放射性物質向安全殼的釋放 　8.4　放射性物質在大氣中的擴散 　　8.4.1　氣載物在大氣中的稀釋擴散 　　8.4.2　大氣擴散能力與氣象條件的關系 　8.5　放射性釋出物的健康效應 　　8.5.1　放射性煙云的外照射 　　8.5.2　煙云地面沉積放射性的外照射 　　8.5.3　吸人空氣中放射性造成的內照射 　　8.5.4　通過食物鏈造成的內照射 　8.6　放射性輻射防護原則 　　8.6.1　輻射防護基本原則與保健限值 　　8.6.2　合理可行盡量低（ALARA）原則 第9章　核安全性的改進與發(fā)展 　9.1　壓水堆發(fā)展現狀 　9.2　AP600 　　9.2.1　發(fā)展歷史 　　9.2.2　AP600的設計特點 　　9.2.3　AP600的安全特性 　　9.2.4　AP600的經濟性 　9.3　CAP600 　　9.3.1　概述 　　9.3.2　CAP600的主要技術特點 　9.4　固有安全堆簡介 　　9.4.1　概述 　　9.4.2　PIUS 參考文獻

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