《核动力厂的安全设计》求取 ⇩

1．引言1

1.1．目的1

1.2．范围1

1.3．总则1

2．一般准则2

2.1．人因工程学原则2

2.2．放射防护2

2.3．厂址特征3

2.4．自然事件的防护3

2.5．人为事件的防护3

2.6．事件的组合4

2.7．核动力厂入口的控制4

2.8．质量要求4

2.9．在役试验、维护、修理、检查和监测的措施4

2.10．单一故障5

2.10.1．概述5

2.10.2．单一故障准则5

2.10.3．单一故障准则的适用范围5

2.10.4．单一故障准则的使用方法5

2.10.5．附加的要求6

2.11．设备停役6

2.12．安全系统的辅助设施6

2.13．余热向最终热阱输送6

2.14．防火和防爆7

2.15．设备故障的影响7

2.16．多堆核动力厂的共用构筑物、系统和部件7

2.17．含有可裂变物质或放射性物质的系统7

2.18．撤离路线和通讯手段7

2.19．退役8

3．仪表和控制8

3.1．总的要求8

3.2．控制室8

3.3．应急控制点8

4．反应堆堆芯9

4.1．反应堆设计9

4.2．燃料元件9

4.3．反应堆堆芯控制9

4.4．反应堆停堆9

5．保护系统10

5.1．保护系统的功能10

5.2．保护系统的可靠性和可试验性10

5.3．保护系统和控制系统的分隔11

6．反应堆冷却剂系统11

6.1．反应堆冷却剂系统的设计11

6.2．一回路压力边界的在役检查11

6.3．反应堆冷却剂装量12

6.4．反应堆冷却剂的净化12

6.5．堆芯余热的排出12

6.6．应急堆芯冷却12

6.7．应急堆芯冷却系统的检查和试验12

7．应急动力供应13

8．安全壳系统13

8.1．安全壳系统的目的13

8.2．安全壳结构强度13

8.3．安全壳的泄漏13

8.4．安全壳压力试验的能力14

8.5．安全壳贯穿件14

8.6．安全壳隔离阀14

8.7．安全壳构筑物的空气闸门14

8.8．安全壳内部结构14

8.9．安全壳的排热15

8.10．安全壳内空气的净化15

8.11．包覆层和涂层15

9．放射防护15

9.1．原则15

9.2．放射防护设计15

9.3．辐射监测的设施16

9.4．放射性废物的处理16

9.5．液体放射性物质释放到环境的控制17

9.6．气载放射性物质的控制17

10．燃料操作和贮存系统17

10.1．未辐照的燃料的操作和贮存17

10.2．辐照过的燃料的操作和贮存17

定义19

参与人员名单27

NUSS计划书目29