《核动力厂安全法规 设计》求取 ⇩

定义1

1．引言9

目的（101-102）9

范围（103-106）9

2．安全原则10

安全目标（201-203）10

纵深防御（204-209）10

3．一般的设计准则11

辐射防护（301-304）11

安全功能（305-307）12

动力厂安全特征（308-309）12

设计基准（310-314）13

严重事故（315-317）14

动力厂的质量（318-321）14

在役试验、维护、修理、检查和监测的措施（322-323）15

系统和部件的可靠性设计（324-346）15

操作员作业优化的设计（347-353）19

向最终热阱的输热（354-356）19

防火和防爆（357-359）20

与设备故障有关的影响（360-361）20

多堆核动力厂中构筑物、系统和部件的共用（362）20

含可裂变材料或放射性物质的系统（363）21

撤离路线和通信手段（364-366）21

核动力厂入口的控制（367）21

退役（368）21

4．反应堆堆芯21

反应堆设计（401-402）21

燃料元件（403-405）22

反应堆堆芯控制（406）22

反应堆停堆（407-414）22

5．反应堆冷却剂系统23

反应堆冷却剂系统的设计（501-505）23

一回路压力边界的在役检查（506-509）24

反应堆冷却剂的装量（510）24

反应堆冷却剂的净化（511）24

堆芯余热的排出（512-513）24

应急堆芯冷却（514-515）25

应急堆芯冷却系统的检查和试验（516）25

6．信息和控制设施25

一般要求（601-603）25

控制室（604-606）26

补充控制点（607）26

应急控制中心（608）26

7．保护系统27

保护系统的功能（701）27

保护系统的可靠性和可试验性（702-705）27

保护系统和控制系统的分隔（706）27

8．应急动力源（801-803）28

9．安全壳系统28

安全壳系统的用途（901-902）28

安全壳结构的强度（903）28

安全壳的泄漏（904-905）29

安全壳压力试验的能力（906）29

安全壳贯穿件（907-908）29

安全壳的隔离（909-911）29

安全壳的空气闸门（912-913）30

安全壳的内部构筑物（914）30

安全壳的排热（915）30

安全壳内大气的净化（916-917）30

包覆层和涂层（918）30

10．辐射防护31

原则（1001-1002）31

辐射防护的设计（1003-1007）31

辐射监测的手段（1008-1009）32

放射性废物的处理（1010-1011）32

液体放射性物质向环境释放的控制（1012）33

气载放射性物质的控制（1013-1014）33

11．燃料装卸和贮存系统33

未辐照燃料的装卸和贮存（1101）33

辐照燃料的装卸和贮存（1102）33

12．设计确认34

安全分析（1201-1205）34

设备的合格鉴定（1206-1207）35

质量保证（1208）35

附件：假想始发事件36

参与人员名单39

NUSS计划书目43

与核动力厂安全有关的国际原子能机构出版物选录49