《压水堆核电厂安全与事故对策》求取 ⇩

第一章 引言1

第二章核电与核安全基本知识4

2.1 核电安全史实4

2.2 反应堆技术要素7

2.2.1 核电厂概况7

2.2.2 反应堆物理基础8

2.2.3 反应堆热工水力学基础15

2.2.4 燃料元件组件19

2.2.5 结构力学概论22

2.3 核辐射与辐射防护25

2.3.1 基本概念25

2.3.2 放射性核素来源26

2.3.3 裂变产物行为29

2.3.4 辐射防护31

2.4 核电厂设计安全原则33

2.4.1 辐射安全准则34

2.4.2 核电厂安全设计35

2.4.3 核安全管理38

第三章压水堆核电厂系统41

3.1 压力容器及内部构件41

3.1.1 堆蕊与堆蕊结构42

3.1.2 控制棒及其驱动机构43

3.1.3 堆内测量仪表44

3.2 主冷却剂系统45

3.2.1 冷却剂主泵45

3.2.2 蒸汽发生器47

3.2.3 稳压器47

3.3.1 主蒸汽系统51

3.3 热力系统51

3.3.2 汽轮发电机系统52

3.3.3 冷凝给水系统52

3.4 控制系统53

3.4.1 主系统工艺测量与控制53

3.4.2 反应性控制54

3.4.3 化学与容积控制55

3.4.4 给水控制56

3.4.5 功率控制56

3.4.6 卸压控制56

3.5 安全系统57

3.5.1 反应堆保护系统58

3.5.2 应急堆芯冷却系统59

3.5.4 余热排出系统61

3.5.3 辅助给水系统61

3.5.5 电厂热阱62

3.5.6 可靠电源63

3.6 安全壳系统64

3.6.1 大型干武安全壳64

3.6.2 安全壳环境控制系统65

3.6.3 安全壳贯空与隔离67

3.7 放射性废物处理系统67

3.7.1 通风与排气系统68

3.7.2 废液处理系统68

3.7.3 固体废物贮存68

3.7.4 去污与净化70

3.8 电厂运行模式70

4.1 基本分析逻辑75

第四章事故分析的勾股定理论方法75

4.2 系统热工水力响应程序78

4.2.1 场方程系统与求解方法80

4.2.2 壁面传热关系式83

4.2.3 两相流型图93

4.2.4 相间传质95

4.2.5 临界喷放流96

4.2.6 泵模型97

4.2.7 点堆中子动力学模型99

4.2.8 程序评价101

4.3 压水堆失水事故（LOCA）分析104

4.3.1 水破口失水事故105

4.3.2 中小破口失水事故107

4.3.3 汽腔小破口失水事故110

4.3.4 蒸汽发生器传热管破裂事故（SFTR）111

4.4 压水堆瞬变分析112

4.4.1 反应性引入事故113

4.4.2 主给水丧失与给水管破裂116

4.4.3 主蒸汽管断裂（MSLB）117

4.4.4 失流事故（LOFA）119

4.4.5 不能紧急停堆（ATWS）120

4.5 设计基准事故下安全壳响应分析121

第五章概率安全评价124

5.1 概述124

5.2 基本分析方法126

5.2.1 事件树分析126

5.2.2 功能分析130

5.2.3 故障树分析131

5.2.4 可靠性数据133

5.2.5 相关故障135

5.2.6 人可靠分析135

5.2.7 第一级PSA的量化分析137

5.3 若干分析结果138

5.3.1 反应堆安全研究（RSS）138

5.3.2 德国风险研究139

5.3.3 瑞典林哈尔斯2号堆研究140

5.3.4 NUREG-1150的分析结果142

5.3.5 法国法马通900MWE压水堆研究144

5.3.6 结果比较与评论145

5.4 外部事件的分析结果146

5.5 小结：确定论方法与概率论方法的关系148

6.1 压力容器内外的热工水力学现象150

第六章严重事故过程150

6.1.1 严重事故序列描述151

6.1.2 压力容器内热工水力学152

6.1.3 压力容器内的蒸汽爆炸153

6.1.4 安全壳内热工水力学154

6.2 堆芯熔化过程155

6.2.1 燃料元件在严重事故工况下的行为155

6.2.2 堆熔过程与实验研究结果158

6.2.3 控制棒与结构材料熔化过程160

6.2.4 堆芯碎片冷却162

6.3 压力容器内源项及裂变产物化学163

6.3.1 放射性物质来源及数量164

6.3.3 裂变产物化学166

6.3.2 压力容器内源项释放166

6.3.4 放射性物质在主系统内的迁移172

6.4 压力容器外裂变产物释放173

6.4.1 堆芯碎片与气溶胶173

6.4.2 气溶胶形成机理174

6.4.3 压力容器外源项事件176

6.4.4 压力容器外蒸气爆炸176

6.4.5 高压熔化喷射178

6.4.6 堆芯碎片——混凝土相互作用180

6.4.7 气溶胶在安全壳内的迁移183

6.4.8 碘的喷淋化学185

6.5 安全壳行为186

6.5.1 严重事故下的安全响应186

6.5.2 大型干式安全壳的失效模式190

6.5.3 大型干式安全壳失效分析192

6.6 放射性源项195

第七章严重事故分析方法及主要结果197

7.1 分析方法概述197

7.2 源项计算程序199

7.2.1 机理性分析程序系列201

7.2.2 源项程序包209

7.2.3 电厂损坏状态211

7.2.4 安全壳事件树212

7.2.5 安全壳极限承载能力与氫爆分析模型213

7.3 源项分析结果与讨论216

7.3.1 美国早期源项设定216

7.3.2 反应堆安全研究（RSS，WASH-1400）源项217

7.3.4 法国应急计划源项218

7.3.3 美国NRC选址源项218

7.3.5 德国风险研究源项219

7.3.6 SARP研究结果220

7.3.7 IDCOR的研究结论222

7.3.8 源项不定性分析222

7.3.9 源项在核安全管理中的应用224

7.4 厂外放射性后果分析225

7.4.1 确定论分析方法225

7.4.2 许可证申请计算233

7.4.3 概率论分析模型和结果234

7.5 核电厂风险评价238

7.5.1 风险概念238

7.5.2 风险比较239

8.1 基本安全原则241

第八章事故处置241

8.1.1 严重事故对策要求242

8.1.2 纵深防御原则的扩充242

8.1.3 安全目标243

8.1.4 人因与安全文化245

8.2 事故处置战略246

8.2.1 基本考虑246

8.2.2 事故处置战略要素247

8.2.3 事故处置导则编制的一般过程与要点248

8.3 早期诊断与抢救：应急运行规程250

8.3.1 三里岛事故后对应急运行规程的基本要求250

8.3.2 应急运行规程的编制过程253

8.3.3 西屋用户集团应急运行导则描述253

8.3.4 法国电力公司应急运行规程描述258

8.3.5 应急运行规程在事故预防与缓解中的作用259

8.4 事故预防261

8.4.1 初因事件与事故过程分析262

8.4.2 干预手段与机组干预能力分析268

8.5 事故缓解措施研究277

8.5.1 概述277

8.5.2 防止高压熔堆278

8.5.3 安全亮热量排出与减压278

8.5.4 消氢措施280

8.5.5 安全亮功能的最终保障281

8.5.6 法国U2-U5规程描述283

8.6.1 人机关系处理284

8.6.2 决策责任的划分与转移284

8.6 事故处置的组织实施284

8.6.3 运行任务分析285

8.6.4 与厂内厂外应急计划的关系286

8.6.5 人员培训287

第九章运行安全与运行安全管理288

9.1 运行安全与管理的一般概念288

9.1.1 运行安全要素288

9.1.2 运行安全指标290

9.1.3 运行安全管理292

9.2 放射性释放与职业照射剂量293

9.3 运行安全分析与经验反馈295

9.3.1 概述295

9.3.2 轻水堆运行行为回顾299

9.3.3 可靠性数据分析300

9.3.4 系统相互作用评价303

9.4.1 安全相关事件304

9.4 运行事件分析304

9.4.2 重大事件306

9.4.3 三里岛事故306

9.4.4 切尔诺贝利事故310

9.5 核电机组的预防性维修问题315

第十章压水堆核电厂设计改进317

10.1 设计改进的总要求317

10.2 普适安全事项318

10.2.1 环路自然循环冷却能力319

10.2.2 蒸汽发生器传热管的完整性319

10.2.3 受压热冲击（PTS）问题321

10.2.4 不能紧急停堆（ATWS）问题321

10.2.6 安全壳排热能力与完整性322

10.2.5 全厂断电对策322

10.2.7 主控室设计改进323

10.3 大型压水堆的改进趋势324

10.4 非能动安全设计：AP-600介绍326

10.4.1 先进轻水堆的设计目标与安全准则326

10.4.2 先进轻水堆的设计原则327

10.4.3 美国西屋公司AP-600设计特征评介328

10.5 固有安全性设计：PIUS介绍332

10.5.1 设计假定与设计原则332

10.5.2 PIUS-600设计特征评介333

10.5.3 PIUS-600技术难点评介335

主要参考资料335

致谢338