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核反應(yīng)堆安全分析 版權(quán)信息
- ISBN：9787576309577
- 條形碼：9787576309577 ; 978-7-5763-0957-7
- 裝幀：一般膠版紙
- 冊(cè)數(shù)：暫無
- 重量：暫無
- 所屬分類：>
核反應(yīng)堆安全分析 內(nèi)容簡介
本書已通過中國原子能科學(xué)研究院的保密審查，不涉及保密信息，無意識(shí)形態(tài)問題，本書為國家出版基金項(xiàng)目《原子能科學(xué)與技術(shù)出版工程》其中一分冊(cè)。 本書全面系統(tǒng)地論述了核反應(yīng)堆安全分析的理論基礎(chǔ)和工程實(shí)踐知識(shí)，全書共12章。第1章主要介紹核反應(yīng)堆安全的基本原則和基本概念，第2-3章介紹了反應(yīng)堆的安全特征和安全評(píng)價(jià)體系，第4章說明了事故分析的基本知識(shí)，第5-8章介紹了壓水堆核電站及快堆核電站典型的設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故分析，第9章介紹了壓水堆和快堆的典型嚴(yán)重事故，第10章對(duì)鈉冷快堆特有的鈉火和鈉水反應(yīng)事故進(jìn)行了簡要論述，第11章介紹了事故后的環(huán)境影響評(píng)價(jià)方法，第12章簡要介紹了概率安全分析方法。
核反應(yīng)堆安全分析 目錄
第１章 核反應(yīng)堆基本原理001
１.１ 核反應(yīng)堆歷史002
１.１.１ 裂變的發(fā)現(xiàn)002
１.１.２ **個(gè)自持鏈?zhǔn)椒磻?yīng)004
１.１.３ 和平利用核能的發(fā)展005
１.２ 核反應(yīng)堆物理設(shè)計(jì)007
１.２.１ 堆芯物理設(shè)計(jì)007
１.２.２ 核數(shù)據(jù)庫和多群常數(shù)庫009
１.２.３ 反應(yīng)堆堆芯功率分布計(jì)算017
１.３ 核反應(yīng)堆熱工設(shè)計(jì)019
１.３.１ 堆芯熱工水力設(shè)計(jì)概述019
１.３.２ 單通道模型設(shè)計(jì)法024
１.３.３ 子通道模型設(shè)計(jì)法027
１.４ 核反應(yīng)堆安全設(shè)計(jì)029
１.５ 核反應(yīng)堆系統(tǒng)和設(shè)備032
第２章 核反應(yīng)堆安全特性035
２.１ 核反應(yīng)堆中放射性的來源及特性036
２.１.１ 裂變產(chǎn)物036
２.１.２ 錒系元素038
２.１.３ 活化產(chǎn)物039
２.１.４ 裂變產(chǎn)物的性能040
２.２ 事故情況下放射性物質(zhì)的釋放042
２.２.１ 放射性物質(zhì)向主回路系統(tǒng)的釋放042
２.２.２ 放射性物質(zhì)向安全殼的釋放047
２.３ 反應(yīng)堆的安全功能049
２.３.１ 反應(yīng)性的控制050
２.３.２ 確保堆芯冷卻052
２.３.３ 包容放射性產(chǎn)物053
２.４ 專設(shè)安全設(shè)施055
２.４.１ 設(shè)計(jì)原則055
２.４.２ 安全注射系統(tǒng)056
２.４.３ 安全殼系統(tǒng)057
２.４.４ 輔助給水系統(tǒng)060
２.５ 固有安全及非能動(dòng)安全062
第３章 核反應(yīng)堆安全評(píng)價(jià)體系065
３.１ 傳統(tǒng)的安全評(píng)價(jià)體系066
３.１.１ 設(shè)計(jì)基準(zhǔn)069
３.１.２ 限值070
３.１.３ 假設(shè)始發(fā)事件071
３.１.４ 可信措施072
３.１.５ 分析假設(shè)和條件072
３.２ 風(fēng)險(xiǎn)指引的安全評(píng)價(jià)體系073
３.３ 我國的核安全法規(guī)體系077
３.３.１ 國家核安全管理部門077
３.３.２ 核安全法規(guī)078
３.３.３ 核安全許可證制度079
３.４ ＩＡＥＡ的核安全法規(guī)體系081
第４章 確定論分析的基本概念085
４.１ 核電廠工況分類088
４.２ 驗(yàn)收準(zhǔn)則092
４.３ 事故分析的基本假設(shè)093
４.４ 單一故障準(zhǔn)則094
４.４.１ 單一故障準(zhǔn)則概述094
４.４.２ 單一故障準(zhǔn)則的使用范圍094
４.４.３ 單一故障準(zhǔn)則的使用方法095
４.５ 壓水堆設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事件清單097
４.６ 鈉冷快堆設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事件清單099
第５章 反應(yīng)性事故103
５.１ 反應(yīng)性的控制104
５.２ 反應(yīng)性引入機(jī)理106
５.３ 功率運(yùn)行時(shí)控制棒組失控提升107
５.４ 單束控制棒提升事故109
５.５ 棒束控制組件彈出事故110
５.６ 快堆典型反應(yīng)性事故113
第６章 冷卻劑喪失事故123
６.１ ＬＯＣＡ事故的特點(diǎn)124
６.１.１ ＬＯＣＡ事故定義及分類124
６.１.２ ＬＯＣＡ事故危害124
６.２ 大ＬＯＣＡ事故分析125
６.３ 。蹋希茫潦鹿史治130
６.４ 池式液態(tài)金屬快堆主容器泄漏事故132
第７章 失流事故135
７.１ 失流事故特點(diǎn)136
７.１.１ 流量瞬變特性137
７.１.２ 冷卻劑溫升瞬變139
７.１.３ 自然循環(huán)冷卻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 失熱阱事故155
８.１ 失熱阱事故的特點(diǎn)156
８.２ ＰＷＲ典型失熱阱事故分析157
８.３ 快堆典型失熱阱事故分析165
第９章 嚴(yán)重事故173
９.１ 嚴(yán)重事故定義174
９.２ 歷史上的三次嚴(yán)重事故176
９.２.１ 三哩島核電廠事故176
９.２.２ 切爾諾貝利事故184
９.２.３ 福島核事故191
９.３ 壓水堆嚴(yán)重事故的一般過程和主要現(xiàn)象198
９.４ 鈉冷快堆嚴(yán)重事故的一般過程與主要現(xiàn)象201
９.５ 嚴(yán)重事故管理208
９.５.１ 嚴(yán)重事故管理的發(fā)展208
９.５.２ 嚴(yán)重事故管理的主要策略210
９.６ 可能導(dǎo)致嚴(yán)重事故的初因212
９.７ 壓水堆的嚴(yán)重事故分析213
９.７.１ 典型壓水堆嚴(yán)重事故分析程序213
９.７.２ 典型事故分析215
９.８ 鈉冷快堆的嚴(yán)重事故分析219
９.８.１ 鈉冷快堆嚴(yán)重事故分析程序219
９.８.２ 典型鈉冷快堆嚴(yán)重事故分析220
第１０章 鈉冷快堆特殊事故227
１０.１ 鈉火事故228
１０.１.１ 鈉火的物理現(xiàn)象228
１０.１.２ 鈉火的后果231
１０.１.３ 鈉火事故預(yù)防緩解232
１０.１.４ 典型的鈉火事故233
１０.１.５ 典型事故分析234
１０.２ 鈉水反應(yīng)事故238
１０.２.１ 鈉水反應(yīng)機(jī)理239
１０.２.２ 典型事故分析239
第１１章 環(huán)境影響評(píng)價(jià)247
１１.１ 環(huán)境影響評(píng)價(jià)范圍與法規(guī)、標(biāo)準(zhǔn)和導(dǎo)則248
１１.１.１ 環(huán)境影響評(píng)價(jià)范圍248
１１.１.２ 法規(guī)、標(biāo)準(zhǔn)和導(dǎo)則248
１１.２ 輻射環(huán)境影響的評(píng)價(jià)標(biāo)準(zhǔn)251
１１.２.１ 正常運(yùn)行期間（包括預(yù)計(jì)運(yùn)行事件）的劑量約束值 251
１１.２.２ 事故工況下的劑量控制值251
１１.２.３ 年排放量控制值251
１１.２.４ 海水中的放射性核素濃度251
１１.３ 核電廠正常運(yùn)行的輻射影響252
１１.３.１ 流出物排放源項(xiàng)252
１１.３.２ 照射途徑252
１１.３.３ 計(jì)算模式和參數(shù)254
１１.３.４ 放射性源項(xiàng)254
１１.３.５ 公眾*大個(gè)人劑量256
１１.３.６ 輻射影響評(píng)價(jià)257
１１.４ 事故情況下的輻射影響257
１１.４.１ 事故描述和事故源項(xiàng)257
１１.４.２ 事故進(jìn)程及源項(xiàng)分析261
１１.４.３ 事故后果計(jì)算267
１１.４.４ 事故后果評(píng)價(jià)268
１１.５ 快堆的環(huán)境影響評(píng)價(jià)268
１１.５.１ 快堆源項(xiàng)268
１１.５.２ 快堆正常運(yùn)行的輻射影響269
１１.５.３ 快堆事故情況下的輻射影響269
第１２章 概率安全分析273
１２.１ 概述274
１２.２ 基礎(chǔ)知識(shí)275
１２.２.１ 布爾代數(shù)和概率論275
１２.２.２ 事件樹－故障樹分析方法277
１２.３ 一級(jí)ＰＳＡ 282
１２.３.１ 始發(fā)事件分析282
１２.３.２ 事件序列分析286
１２.３.３ 系統(tǒng)可靠性分析286
１２.３.４ 相關(guān)性分析287
１２.３.５ 數(shù)據(jù)分析288
１２.３.６ 人員可靠性分析288
１２.３.７ 事件序列定量化289
１２.３.８ 不確定性分析289
１２.３.９ 重要度分析290
１２.３.１０ 敏感性分析292
１２.４ 二級(jí)ＰＳＡ 293
１２.４.１ 一級(jí)和二級(jí)ＰＳＡ接口分析294
１２.４.２ 安全殼性能分析294
１２.４.３ 嚴(yán)重事故進(jìn)程分析295
１２.４.４ 安全殼事件樹分析296
１２.４.５ 嚴(yán)重事故現(xiàn)象概率分析297
１２.４.６ 嚴(yán)重事故緩解人員可靠性分析297
１２.４.７ 嚴(yán)重事故緩解系統(tǒng)可靠性分析298
１２.４.８ 源項(xiàng)分析298
１２.５ 三級(jí)ＰＳＡ 298
１２.５.１ Ｌ２／Ｌ３級(jí)ＰＳＡ接口298
１２.５.２ 放射性核素釋放轉(zhuǎn)入三級(jí)ＰＳＡ 299
１２.５.３ 防護(hù)動(dòng)作參數(shù)以及其他廠址數(shù)據(jù)300
１２.５.４ 氣象學(xué)數(shù)據(jù)301
１２.５.５ 大氣輸運(yùn)與擴(kuò)散302
１２.５.６ 劑量學(xué)303
１２.５.７ 健康學(xué)效應(yīng)303
１２.５.８ 經(jīng)濟(jì)效應(yīng)303
１２.５.９ 定量化與報(bào)告編制304
１２.５.１０ 風(fēng)險(xiǎn)整合305
附錄Ａ 通用術(shù)語306
附錄Ｂ １９４２—１９９４年核研究與發(fā)展308
參考文獻(xiàn)313
索 引315
展開全部
核反應(yīng)堆安全分析 作者簡介
張東輝，男，中國原子能科學(xué)研究院研究員，博士生導(dǎo)師。主要從事反應(yīng)堆熱工與安全，以及快堆和新型核動(dòng)力技術(shù)開發(fā)等方向的研究工作。曾獲國家科技進(jìn)步特等獎(jiǎng)1項(xiàng)、國防科技進(jìn)步特等獎(jiǎng)1項(xiàng)、一等獎(jiǎng)1項(xiàng)、二等獎(jiǎng)1項(xiàng)，獲國家“創(chuàng)新人才推進(jìn)計(jì)劃中青年科技領(lǐng)軍人才”榮譽(yù)稱號(hào)，獲原子能院“十二五突出貢獻(xiàn)獎(jiǎng)”和中央企業(yè)團(tuán)工委“尋找身邊的榜樣”榮譽(yù)稱號(hào)。獲專利20余項(xiàng)，在國內(nèi)外公開刊物上發(fā)表論文10余篇。享受國務(wù)院政府特殊津貼。
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