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核反應堆安全分析 版權信息
- ISBN：9787576309577
- 條形碼：9787576309577 ; 978-7-5763-0957-7
- 裝幀：一般膠版紙
- 冊數：暫無
- 重量：暫無
- 所屬分類：>
核反應堆安全分析 內容簡介
本書已通過中國原子能科學研究院的保密審查，不涉及保密信息，無意識形態問題，本書為國家出版基金項目《原子能科學與技術出版工程》其中一分冊。 本書全面系統地論述了核反應堆安全分析的理論基礎和工程實踐知識，全書共12章。第1章主要介紹核反應堆安全的基本原則和基本概念，第2-3章介紹了反應堆的安全特征和安全評價體系，第4章說明了事故分析的基本知識，第5-8章介紹了壓水堆核電站及快堆核電站典型的設計基準事故分析，第9章介紹了壓水堆和快堆的典型嚴重事故，第10章對鈉冷快堆特有的鈉火和鈉水反應事故進行了簡要論述，第11章介紹了事故后的環境影響評價方法，第12章簡要介紹了概率安全分析方法。
核反應堆安全分析 目錄
第１章 核反應堆基本原理001
１.１ 核反應堆歷史002
１.１.１ 裂變的發現002
１.１.２ **個自持鏈式反應004
１.１.３ 和平利用核能的發展005
１.２ 核反應堆物理設計007
１.２.１ 堆芯物理設計007
１.２.２ 核數據庫和多群常數庫009
１.２.３ 反應堆堆芯功率分布計算017
１.３ 核反應堆熱工設計019
１.３.１ 堆芯熱工水力設計概述019
１.３.２ 單通道模型設計法024
１.３.３ 子通道模型設計法027
１.４ 核反應堆安全設計029
１.５ 核反應堆系統和設備032
第２章 核反應堆安全特性035
２.１ 核反應堆中放射性的來源及特性036
２.１.１ 裂變產物036
２.１.２ 錒系元素038
２.１.３ 活化產物039
２.１.４ 裂變產物的性能040
２.２ 事故情況下放射性物質的釋放042
２.２.１ 放射性物質向主回路系統的釋放042
２.２.２ 放射性物質向安全殼的釋放047
２.３ 反應堆的安全功能049
２.３.１ 反應性的控制050
２.３.２ 確保堆芯冷卻052
２.３.３ 包容放射性產物053
２.４ 專設安全設施055
２.４.１ 設計原則055
２.４.２ 安全注射系統056
２.４.３ 安全殼系統057
２.４.４ 輔助給水系統060
２.５ 固有安全及非能動安全062
第３章 核反應堆安全評價體系065
３.１ 傳統的安全評價體系066
３.１.１ 設計基準069
３.１.２ 限值070
３.１.３ 假設始發事件071
３.１.４ 可信措施072
３.１.５ 分析假設和條件072
３.２ 風險指引的安全評價體系073
３.３ 我國的核安全法規體系077
３.３.１ 國家核安全管理部門077
３.３.２ 核安全法規078
３.３.３ 核安全許可證制度079
３.４ ＩＡＥＡ的核安全法規體系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 驗收準則092
４.３ 事故分析的基本假設093
４.４ 單一故障準則094
４.４.１ 單一故障準則概述094
４.４.２ 單一故障準則的使用范圍094
４.４.３ 單一故障準則的使用方法095
４.５ 壓水堆設計基準事件清單097
４.６ 鈉冷快堆設計基準事件清單099
第５章 反應性事故103
５.１ 反應性的控制104
５.２ 反應性引入機理106
５.３ 功率運行時控制棒組失控提升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 快堆典型反應性事故113
第６章 冷卻劑喪失事故123
６.１ ＬＯＣＡ事故的特點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 小ＬＯＣＡ事故分析130
６.４ 池式液態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 嚴重事故173
９.１ 嚴重事故定義174
９.２ 歷史上的三次嚴重事故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 壓水堆嚴重事故的一般過程和主要現象198
９.４ 鈉冷快堆嚴重事故的一般過程與主要現象201
９.５ 嚴重事故管理208
９.５.１ 嚴重事故管理的發展208
９.５.２ 嚴重事故管理的主要策略210
９.６ 可能導致嚴重事故的初因212
９.７ 壓水堆的嚴重事故分析213
９.７.１ 典型壓水堆嚴重事故分析程序213
９.７.２ 典型事故分析215
９.８ 鈉冷快堆的嚴重事故分析219
９.８.１ 鈉冷快堆嚴重事故分析程序219
９.８.２ 典型鈉冷快堆嚴重事故分析220
第１０章 鈉冷快堆特殊事故227
１０.１ 鈉火事故228
１０.１.１ 鈉火的物理現象228
１０.１.２ 鈉火的后果231
１０.１.３ 鈉火事故預防緩解232
１０.１.４ 典型的鈉火事故233
１０.１.５ 典型事故分析234
１０.２ 鈉水反應事故238
１０.２.１ 鈉水反應機理239
１０.２.２ 典型事故分析239
第１１章 環境影響評價247
１１.１ 環境影響評價范圍與法規、標準和導則248
１１.１.１ 環境影響評價范圍248
１１.１.２ 法規、標準和導則248
１１.２ 輻射環境影響的評價標準251
１１.２.１ 正常運行期間（包括預計運行事件）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 核電廠正常運行的輻射影響252
１１.３.１ 流出物排放源項252
１１.３.２ 照射途徑252
１１.３.３ 計算模式和參數254
１１.３.４ 放射性源項254
１１.３.５ 公眾*大個人劑量256
１１.３.６ 輻射影響評價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257
１１.４.２ 事故進程及源項分析261
１１.４.３ 事故后果計算267
１１.４.４ 事故后果評價268
１１.５ 快堆的環境影響評價268
１１.５.１ 快堆源項268
１１.５.２ 快堆正常運行的輻射影響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 基礎知識275
１２.２.１ 布爾代數和概率論275
１２.２.２ 事件樹－故障樹分析方法277
１２.３ 一級ＰＳＡ 282
１２.３.１ 始發事件分析282
１２.３.２ 事件序列分析286
１２.３.３ 系統可靠性分析286
１２.３.４ 相關性分析287
１２.３.５ 數據分析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ＰＳＡ 293
１２.４.１ 一級和二級ＰＳＡ接口分析294
１２.４.２ 安全殼性能分析294
１２.４.３ 嚴重事故進程分析295
１２.４.４ 安全殼事件樹分析296
１２.４.５ 嚴重事故現象概率分析297
１２.４.６ 嚴重事故緩解人員可靠性分析297
１２.４.７ 嚴重事故緩解系統可靠性分析298
１２.４.８ 源項分析298
１２.５ 三級ＰＳＡ 298
１２.５.１ Ｌ２／Ｌ３級ＰＳＡ接口298
１２.５.２ 放射性核素釋放轉入三級ＰＳＡ 299
１２.５.３ 防護動作參數以及其他廠址數據300
１２.５.４ 氣象學數據301
１２.５.５ 大氣輸運與擴散302
１２.５.６ 劑量學303
１２.５.７ 健康學效應303
１２.５.８ 經濟效應303
１２.５.９ 定量化與報告編制304
１２.５.１０ 風險整合305
附錄Ａ 通用術語306
附錄Ｂ １９４２—１９９４年核研究與發展308
參考文獻313
索 引315
展開全部
核反應堆安全分析 作者簡介
張東輝，男，中國原子能科學研究院研究員，博士生導師。主要從事反應堆熱工與安全，以及快堆和新型核動力技術開發等方向的研究工作。曾獲國家科技進步特等獎1項、國防科技進步特等獎1項、一等獎1項、二等獎1項，獲國家“創新人才推進計劃中青年科技領軍人才”榮譽稱號，獲原子能院“十二五突出貢獻獎”和中央企業團工委“尋找身邊的榜樣”榮譽稱號。獲專利20余項，在國內外公開刊物上發表論文10余篇。享受國務院政府特殊津貼。
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