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核反应堆安全分析 版权信息
- ISBN：9787576309577
- 条形码：9787576309577 ; 978-7-5763-0957-7
- 装帧：一般胶版纸
- 册数：暂无
- 重量：暂无
- 所属分类：>
核反应堆安全分析 内容简介
本书已通过中国原子能科学研究院的保密审查，不涉及保密信息，无意识形态问题，本书为国家出版基金项目《原子能科学与技术出版工程》其中一分册。 本书全面系统地论述了核反应堆安全分析的理论基础和工程实践知识，全书共12章。第1章主要介绍核反应堆安全的基本原则和基本概念，第2-3章介绍了反应堆的安全特征和安全评价体系，第4章说明了事故分析的基本知识，第5-8章介绍了压水堆核电站及快堆核电站典型的设计基准事故分析，第9章介绍了压水堆和快堆的典型严重事故，第10章对钠冷快堆特有的钠火和钠水反应事故进行了简要论述，第11章介绍了事故后的环境影响评价方法，第12章简要介绍了概率安全分析方法。
核反应堆安全分析 目录
第１章 核反应堆基本原理001
１.１ 核反应堆历史002
１.１.１ 裂变的发现002
１.１.２ **个自持链式反应004
１.１.３ 和平利用核能的发展005
１.２ 核反应堆物理设计007
１.２.１ 堆芯物理设计007
１.２.２ 核数据库和多群常数库009
１.２.３ 反应堆堆芯功率分布计算017
１.３ 核反应堆热工设计019
１.３.１ 堆芯热工水力设计概述019
１.３.２ 单通道模型设计法024
１.３.３ 子通道模型设计法027
１.４ 核反应堆安全设计029
１.５ 核反应堆系统和设备032
第２章 核反应堆安全特性035
２.１ 核反应堆中放射性的来源及特性036
２.１.１ 裂变产物036
２.１.２ 锕系元素038
２.１.３ 活化产物039
２.１.４ 裂变产物的性能040
２.２ 事故情况下放射性物质的释放042
２.２.１ 放射性物质向主回路系统的释放042
２.２.２ 放射性物质向安全壳的释放047
２.３ 反应堆的安全功能049
２.３.１ 反应性的控制050
２.３.２ 确保堆芯冷却052
２.３.３ 包容放射性产物053
２.４ 专设安全设施055
２.４.１ 设计原则055
２.４.２ 安全注射系统056
２.４.３ 安全壳系统057
２.４.４ 辅助给水系统060
２.５ 固有安全及非能动安全062
第３章 核反应堆安全评价体系065
３.１ 传统的安全评价体系066
３.１.１ 设计基准069
３.１.２ 限值070
３.１.３ 假设始发事件071
３.１.４ 可信措施072
３.１.５ 分析假设和条件072
３.２ 风险指引的安全评价体系073
３.３ 我国的核安全法规体系077
３.３.１ 国家核安全管理部门077
３.３.２ 核安全法规078
３.３.３ 核安全许可证制度079
３.４ ＩＡＥＡ的核安全法规体系081
第４章 确定论分析的基本概念085
４.１ 核电厂工况分类088
４.２ 验收准则092
４.３ 事故分析的基本假设093
４.４ 单一故障准则094
４.４.１ 单一故障准则概述094
４.４.２ 单一故障准则的使用范围094
４.４.３ 单一故障准则的使用方法095
４.５ 压水堆设计基准事件清单097
４.６ 钠冷快堆设计基准事件清单099
第５章 反应性事故103
５.１ 反应性的控制104
５.２ 反应性引入机理106
５.３ 功率运行时控制棒组失控提升107
５.４ 单束控制棒提升事故109
５.５ 棒束控制组件弹出事故110
５.６ 快堆典型反应性事故113
第６章 冷却剂丧失事故123
６.１ ＬＯＣＡ事故的特点124
６.１.１ ＬＯＣＡ事故定义及分类124
６.１.２ ＬＯＣＡ事故危害124
６.２ 大ＬＯＣＡ事故分析125
６.３ 小ＬＯＣＡ事故分析130
６.４ 池式液态金属快堆主容器泄漏事故132
第７章 失流事故135
７.１ 失流事故特点136
７.１.１ 流量瞬变特性137
７.１.２ 冷却剂温升瞬变139
７.１.３ 自然循环冷却141
７.２ ＰＷＲ典型失流事故分析143
７.３ 快堆典型失流事故分析145
７.４ 堵流事故148
第８章 失热阱事故155
８.１ 失热阱事故的特点156
８.２ ＰＷＲ典型失热阱事故分析157
８.３ 快堆典型失热阱事故分析165
第９章 严重事故173
９.１ 严重事故定义174
９.２ 历史上的三次严重事故176
９.２.１ 三哩岛核电厂事故176
９.２.２ 切尔诺贝利事故184
９.２.３ 福岛核事故191
９.３ 压水堆严重事故的一般过程和主要现象198
９.４ 钠冷快堆严重事故的一般过程与主要现象201
９.５ 严重事故管理208
９.５.１ 严重事故管理的发展208
９.５.２ 严重事故管理的主要策略210
９.６ 可能导致严重事故的初因212
９.７ 压水堆的严重事故分析213
９.７.１ 典型压水堆严重事故分析程序213
９.７.２ 典型事故分析215
９.８ 钠冷快堆的严重事故分析219
９.８.１ 钠冷快堆严重事故分析程序219
９.８.２ 典型钠冷快堆严重事故分析220
第１０章 钠冷快堆特殊事故227
１０.１ 钠火事故228
１０.１.１ 钠火的物理现象228
１０.１.２ 钠火的后果231
１０.１.３ 钠火事故预防缓解232
１０.１.４ 典型的钠火事故233
１０.１.５ 典型事故分析234
１０.２ 钠水反应事故238
１０.２.１ 钠水反应机理239
１０.２.２ 典型事故分析239
第１１章 环境影响评价247
１１.１ 环境影响评价范围与法规、标准和导则248
１１.１.１ 环境影响评价范围248
１１.１.２ 法规、标准和导则248
１１.２ 辐射环境影响的评价标准251
１１.２.１ 正常运行期间（包括预计运行事件）的剂量约束值 251
１１.２.２ 事故工况下的剂量控制值251
１１.２.３ 年排放量控制值251
１１.２.４ 海水中的放射性核素浓度251
１１.３ 核电厂正常运行的辐射影响252
１１.３.１ 流出物排放源项252
１１.３.２ 照射途径252
１１.３.３ 计算模式和参数254
１１.３.４ 放射性源项254
１１.３.５ 公众*大个人剂量256
１１.３.６ 辐射影响评价257
１１.４ 事故情况下的辐射影响257
１１.４.１ 事故描述和事故源项257
１１.４.２ 事故进程及源项分析261
１１.４.３ 事故后果计算267
１１.４.４ 事故后果评价268
１１.５ 快堆的环境影响评价268
１１.５.１ 快堆源项268
１１.５.２ 快堆正常运行的辐射影响269
１１.５.３ 快堆事故情况下的辐射影响269
第１２章 概率安全分析273
１２.１ 概述274
１２.２ 基础知识275
１２.２.１ 布尔代数和概率论275
１２.２.２ 事件树－故障树分析方法277
１２.３ 一级ＰＳＡ 282
１２.３.１ 始发事件分析282
１２.３.２ 事件序列分析286
１２.３.３ 系统可靠性分析286
１２.３.４ 相关性分析287
１２.３.５ 数据分析288
１２.３.６ 人员可靠性分析288
１２.３.７ 事件序列定量化289
１２.３.８ 不确定性分析289
１２.３.９ 重要度分析290
１２.３.１０ 敏感性分析292
１２.４ 二级ＰＳＡ 293
１２.４.１ 一级和二级ＰＳＡ接口分析294
１２.４.２ 安全壳性能分析294
１２.４.３ 严重事故进程分析295
１２.４.４ 安全壳事件树分析296
１２.４.５ 严重事故现象概率分析297
１２.４.６ 严重事故缓解人员可靠性分析297
１２.４.７ 严重事故缓解系统可靠性分析298
１２.４.８ 源项分析298
１２.５ 三级ＰＳＡ 298
１２.５.１ Ｌ２／Ｌ３级ＰＳＡ接口298
１２.５.２ 放射性核素释放转入三级ＰＳＡ 299
１２.５.３ 防护动作参数以及其他厂址数据300
１２.５.４ 气象学数据301
１２.５.５ 大气输运与扩散302
１２.５.６ 剂量学303
１２.５.７ 健康学效应303
１２.５.８ 经济效应303
１２.５.９ 定量化与报告编制304
１２.５.１０ 风险整合305
附录Ａ 通用术语306
附录Ｂ １９４２—１９９４年核研究与发展308
参考文献313
索 引315
展开全部
核反应堆安全分析 作者简介
张东辉，男，中国原子能科学研究院研究员，博士生导师。主要从事反应堆热工与安全，以及快堆和新型核动力技术开发等方向的研究工作。曾获国家科技进步特等奖1项、国防科技进步特等奖1项、一等奖1项、二等奖1项，获国家“创新人才推进计划中青年科技领军人才”荣誉称号，获原子能院“十二五突出贡献奖”和中央企业团工委“寻找身边的榜样”荣誉称号。获专利20余项，在国内外公开刊物上发表论文10余篇。享受国务院政府特殊津贴。
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