壓水堆核電廠安全與事故對(duì)策

     目錄
   第一章 引言
   第二章 核電與核安全基本知識(shí)
    2.1核電安全史實(shí)
    2.2反應(yīng)堆技術(shù)要素
    2.2.1核電廠概況
    2.2.2反應(yīng)堆物理基礎(chǔ)
    2.2.3反應(yīng)堆熱工水力學(xué)基礎(chǔ)
    2.2.4燃料元件組件
    2.2.5結(jié)構(gòu)力學(xué)概論
    2.3核輻射與輻射防護(hù)
    2.3.1基本概念
    2.3.2放射性核素來(lái)源
    2.3.3裂變產(chǎn)物行為
    2.3.4輻射防護(hù)
    2.4核電廠設(shè)計(jì)安全原則
    2.4.1輻射安全準(zhǔn)則
    2.4.2核電廠安全設(shè)計(jì)
    2.4.3核安全管理
   第三章 壓水堆核電廠系統(tǒng)
    3.1壓力容器及內(nèi)部構(gòu)件
    3.1.1堆芯與堆芯結(jié)構(gòu)
    3.1.2控制棒及其驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)
    3.1.3堆內(nèi)測(cè)量?jī)x表
    3.2主冷卻劑系統(tǒng)
    3.2.1冷卻劑主泵
    3.2.2蒸汽發(fā)生器
    3.2.3穩(wěn)壓器
    3.3熱力系統(tǒng)
    3.3.1主蒸汽系統(tǒng)
    3.3.2汽輪發(fā)電機(jī)系統(tǒng)
    3.3.3冷凝給水系統(tǒng)
    3.4控制系統(tǒng)
    3.4.1主系統(tǒng)工藝測(cè)量與控制
    3.4.2反應(yīng)性控制
    3.4.3化學(xué)與容積控制
    3.4.4給水控制
    3.4.5功率控制
    3.4.6卸壓控制
    3.5安全系統(tǒng)
    3.5.1反應(yīng)堆保護(hù)系統(tǒng)
    3.5.2應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)
    3.5.3輔助給水系統(tǒng)
    3.5.4余熱排出系統(tǒng)
    3.5.5電廠熱阱
    3.5.6可靠電源
    3.6安全殼系統(tǒng)
    3.6.1大型干式安全殼
    3.6.2安全殼環(huán)境控制系統(tǒng)
    3.6.3安全殼貫穿與隔離
    3.7放射性廢物處理系統(tǒng)
    3.7.1通風(fēng)與排氣系統(tǒng)
    3.7.2廢液處理系統(tǒng)
    3.7.3固體廢物貯存
    3.7.4去污與凈化
    3.8電廠運(yùn)行模式
   第四章 事故分析的確定論方法
    4.1基本分析邏輯
    4.2系統(tǒng)熱工水力響應(yīng)程序
    4.2.1場(chǎng)方程系統(tǒng)與求解方法
    4.2.2壁面?zhèn)鳠彡P(guān)系式
    4.2.3兩相流型圖
    4.2.4相間傳質(zhì)
    4.2.5臨界噴放流
    4.2.6泵模型
    4.2.7點(diǎn)堆中子動(dòng)力學(xué)模型
    4.2.8程序評(píng)價(jià)
    4.3壓水堆失水事故（LOCA）分析
    4.3.1大破口失水事故
    4.3.2中小破口失水事故
    4.3.3汽腔小破口失水事故
    4.3.4蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂事故（SGTR）
    4.4壓水堆瞬變分析
    4.4.1反應(yīng)性引入事故
    4.4.2主給水喪失與給水管破裂
    4.4.3主蒸汽管斷裂（MSLB）
    4.4.4失流事故（LOFA）
    4.4.5不能緊急停堆（ATWS）
    4.5設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故下安全殼響應(yīng)分析
   第五章 概率安全評(píng)價(jià)
    5.1概述
    5.2基本分析方法
    5.2.1事件樹(shù)分析
    5.2.2功能分析
    5.2.3故障樹(shù)分析
    5.2.4可靠性數(shù)據(jù)
    5.2.5相關(guān)故障
    5.2.6人可靠性分析
    5.2.7第一級(jí)PSA的量化分析
    5.3若干分析結(jié)果
    5.3.1反應(yīng)堆安全研究（RSS）
    5.3.2德國(guó)風(fēng)險(xiǎn)研究
    5.3.3瑞典林哈爾斯2號(hào)堆研究
    5.3.4NUREG－1150的分析結(jié)果
    5.3.5法國(guó)法馬通900MWe壓水堆研究
    5.3.6結(jié)果比較與評(píng)論
    5.4外部事件的分析結(jié)果
    5.5小結(jié)：確定論方法與概率論方法的關(guān)系
   第六章 嚴(yán)重事故過(guò)程
    6.1壓力容器內(nèi)外的熱工水力學(xué)現(xiàn)象
    6.1.1嚴(yán)重事故序列描述
    6.1.2壓力容器內(nèi)熱工水力學(xué)
    6.1.3壓力容器內(nèi)的蒸汽爆炸
    6.1.4安全殼內(nèi)熱工水力學(xué)
    6.2堆芯熔化過(guò)程
    6.2.1燃料元件在嚴(yán)重事故工況下的行為
    6.2.2堆熔過(guò)程與實(shí)驗(yàn)研究結(jié)果
    6.2.3控制棒與結(jié)構(gòu)材料熔化過(guò)程
    6.2.4堆芯碎片冷卻
    6.3壓力容器內(nèi)源項(xiàng)及裂變產(chǎn)物化學(xué)
    6.3.1放射性物質(zhì)來(lái)源及數(shù)量
    6.3.2壓力容器內(nèi)源項(xiàng)釋放
    6.3.3裂變產(chǎn)物化學(xué)
    6.3.4放射性物質(zhì)在主系統(tǒng)內(nèi)的遷移
    6.4壓力容器外裂變產(chǎn)物釋放
    6.4.1堆芯碎片與氣溶膠
    6.4.2氣溶膠形成機(jī)理
    6.4.3壓力容器外源項(xiàng)事件
    6.4.4壓力容器外蒸汽爆炸
    6.4.5高壓熔化噴射
    6.4.6堆芯碎片——混凝土相互作用
    6.4.7氣溶膠在安全殼內(nèi)的遷移
    6.4.8碘的噴淋化學(xué)
    6.5安全殼行為
    6.5.1嚴(yán)重事故下的安全殼響應(yīng)
    6.5.2大型干式安全殼的失效模式
    6.5.3大型干式安全殼失效分析
    6.6放射性源項(xiàng)
   第七章 嚴(yán)重事故分析方法及主要結(jié)果
    7.1分析方法概述
    7.2源項(xiàng)計(jì)算程序
    7.2.1機(jī)理性分析程序系列
    7.2.2源項(xiàng)程序包
    7.2.3電廠損壞狀態(tài)
    7.2.4安全殼事件樹(shù)
    7.2.5安全殼極限承載能力與氫爆分析模型
    7.3源項(xiàng)分析結(jié)果與討論
    7.3.1美國(guó)早期源項(xiàng)設(shè)定
    7.3.2反應(yīng)堆安全研究（RSS，WASH－1400）源項(xiàng)
    7.3.3美國(guó)NRC選址源項(xiàng)
    7.3.4法國(guó)應(yīng)急計(jì)劃源項(xiàng)
    7.3.5德國(guó)風(fēng)險(xiǎn)研究源項(xiàng)
    7.3.6SARP研究結(jié)果
    7.3.71DCOR的研究結(jié)論
    7.3.8源項(xiàng)不定性分析
    7.3.9源項(xiàng)在核安全管理中的應(yīng)用
    7.4廠外放射性后果分析
    7.4.1確定論分析方法
    7.4.2許可證申請(qǐng)計(jì)算
    7.4.3概率論分析模型和結(jié)果
    7.5核電廠風(fēng)險(xiǎn)評(píng)價(jià)
    7.5.1風(fēng)險(xiǎn)概念
    7.5.2風(fēng)險(xiǎn)比較
   第八章 事故處置
    8.1基本安全原則
    8.1.1嚴(yán)重事故對(duì)策要求
    8.1.2縱深防御原則的擴(kuò)充
    8.1.3安全目標(biāo)
    8.1.4人因與安全文化
    8.2事故處置戰(zhàn)略
    8.2.1基本考慮
    8.2.2事故處置戰(zhàn)略要素
    8.2.3事故處置導(dǎo)則編制的一般過(guò)程與要點(diǎn)
    8.3早期診斷與搶救：應(yīng)急運(yùn)行規(guī)程
    8.3.1三里島事故后對(duì)應(yīng)急運(yùn)行規(guī)程的基本要求
    8.3.2應(yīng)急運(yùn)行規(guī)程的編制過(guò)程
    8.3.3西屋用戶集團(tuán)應(yīng)急運(yùn)行導(dǎo)則描述
    8.3.4法國(guó)電力公司應(yīng)急運(yùn)行規(guī)程描述
    8.3.5應(yīng)急運(yùn)行規(guī)程在事故預(yù)防與緩解中的作用
    8.4事故預(yù)防
    8.4.1初因事件與事故過(guò)程分析
    8.4.2干預(yù)手段與機(jī)組干預(yù)能力分析
    8.5事故緩解措施研究
    8.5.1概述
    8.5.2防止高壓熔堆
    8.5.3安全殼熱量排出與減壓
    8.5.4消氫措施
    8.5.5安全殼功能的最終保障
    8.5.6法國(guó)U2－U5規(guī)程描述
    8.6事故處置的組織實(shí)施
    8.6.1人機(jī)關(guān)系處理
    8.6.2決策責(zé)任的劃分與轉(zhuǎn)移
    8.6.3運(yùn)行任務(wù)分析
    8.6.4與廠內(nèi)廠外應(yīng)急計(jì)劃的關(guān)系
    8.6.5人員培訓(xùn)
   第九章 運(yùn)行安全與運(yùn)行安全管理
    9.1運(yùn)行安全與管理的一般概念
    9.1.1運(yùn)行安全要素
    9.1.2運(yùn)行安全指標(biāo)
    9.1.3運(yùn)行安全管理
    9.2放射性釋放與職業(yè)照射劑量
    9.3運(yùn)行安全分析與經(jīng)驗(yàn)反饋
    9.3.1概述
    9.3.2輕水堆運(yùn)行行為回顧
    9.3.3可靠性數(shù)據(jù)分析
    9.3.4系統(tǒng)相互作用評(píng)價(jià)
    9.4運(yùn)行事件分析
    9.4.1安全相關(guān)事件
    9.4.2重大事件
    9.4.3三里島事故
    9.4.4切爾諾貝利事故
    9.5核電機(jī)組的預(yù)防性維修問(wèn)題
   第十章 壓水堆核電廠設(shè)計(jì)改進(jìn)
    10.1設(shè)計(jì)改進(jìn)的總要求
    10.2普適安全事項(xiàng)
    10.2.1環(huán)路自然循環(huán)冷卻能力
    10.2.2蒸汽發(fā)生器傳熱管的完整性
    10.2.3受壓熱沖擊（PTS）問(wèn)題
    10.2.4不能緊急停堆（ATWS）問(wèn)題
    10.2.5全廠斷電對(duì)策
    10.2.6安全殼排熱能力與完整性
    10.2.7主控室設(shè)計(jì)改進(jìn)
    10.3大型壓水堆的改進(jìn)趨勢(shì)
    10.4非能動(dòng)安全設(shè)計(jì)：AP－600介紹
    10.4.1先進(jìn)輕水堆的設(shè)計(jì)目標(biāo)與安全準(zhǔn)則
    10.4.2先進(jìn)輕水堆的設(shè)計(jì)原則
    10.4.3美國(guó)西屋公司AP－600設(shè)計(jì)特征評(píng)介
    10.5固有安全性設(shè)計(jì)：PIUS介紹
    10.5.1設(shè)計(jì)假定與設(shè)計(jì)原則
    10.5.2PIUS－600設(shè)計(jì)特征評(píng)介
    10.5.3PIUS－600技術(shù)難點(diǎn)評(píng)介
   主要參考資料
   英文縮寫詞表
   致謝