目錄
第一章 引言
第二章 核電與核安全基本知識
2.1核電安全史實
2.2反應堆技術要素
2.2.1核電廠概況
2.2.2反應堆物理基礎
2.2.3反應堆熱工水力學基礎
2.2.4燃料元件組件
2.2.5結構力學概論
2.3核輻射與輻射防護
2.3.1基本概念
2.3.2放射性核素來源
2.3.3裂變産物行為
2.3.4輻射防護
2.4核電廠設計安全原則
2.4.1輻射安全準則
2.4.2核電廠安全設計
2.4.3核安全管理
第三章 壓水堆核電廠係統
3.1壓力容器及內部構件
3.1.1堆芯與堆芯結構
3.1.2控製棒及其驅動機構
3.1.3堆內測量儀錶
3.2主冷卻劑係統
3.2.1冷卻劑主泵
3.2.2蒸汽發生器
3.2.3穩壓器
3.3熱力係統
3.3.1主蒸汽係統
3.3.2汽輪發電機係統
3.3.3冷凝給水係統
3.4控製係統
3.4.1主係統工藝測量與控製
3.4.2反應性控製
3.4.3化學與容積控製
3.4.4給水控製
3.4.5功率控製
3.4.6卸壓控製
3.5安全係統
3.5.1反應堆保護係統
3.5.2應急堆芯冷卻係統
3.5.3輔助給水係統
3.5.4餘熱排齣係統
3.5.5電廠熱阱
3.5.6可靠電源
3.6安全殼係統
3.6.1大型乾式安全殼
3.6.2安全殼環境控製係統
3.6.3安全殼貫穿與隔離
3.7放射性廢物處理係統
3.7.1通風與排氣係統
3.7.2廢液處理係統
3.7.3固體廢物貯存
3.7.4去汙與淨化
3.8電廠運行模式
第四章 事故分析的確定論方法
4.1基本分析邏輯
4.2係統熱工水力響應程序
4.2.1場方程係統與求解方法
4.2.2壁麵傳熱關係式
4.2.3兩相流型圖
4.2.4相間傳質
4.2.5臨界噴放流
4.2.6泵模型
4.2.7點堆中子動力學模型
4.2.8程序評價
4.3壓水堆失水事故（LOCA）分析
4.3.1大破口失水事故
4.3.2中小破口失水事故
4.3.3汽腔小破口失水事故
4.3.4蒸汽發生器傳熱管破裂事故（SGTR）
4.4壓水堆瞬變分析
4.4.1反應性引入事故
4.4.2主給水喪失與給水管破裂
4.4.3主蒸汽管斷裂（MSLB）
4.4.4失流事故（LOFA）
4.4.5不能緊急停堆（ATWS）
4.5設計基準事故下安全殼響應分析
第五章 概率安全評價
5.1概述
5.2基本分析方法
5.2.1事件樹分析
5.2.2功能分析
5.2.3故障樹分析
5.2.4可靠性數據
5.2.5相關故障
5.2.6人可靠性分析
5.2.7第一級PSA的量化分析
5.3若乾分析結果
5.3.1反應堆安全研究（RSS）
5.3.2德國風險研究
5.3.3瑞典林哈爾斯2號堆研究
5.3.4NUREG－1150的分析結果
5.3.5法國法馬通900MWe壓水堆研究
5.3.6結果比較與評論
5.4外部事件的分析結果
5.5小結：確定論方法與概率論方法的關係
第六章 嚴重事故過程
6.1壓力容器內外的熱工水力學現象
6.1.1嚴重事故序列描述
6.1.2壓力容器內熱工水力學
6.1.3壓力容器內的蒸汽爆炸
6.1.4安全殼內熱工水力學
6.2堆芯熔化過程
6.2.1燃料元件在嚴重事故工況下的行為
6.2.2堆熔過程與實驗研究結果
6.2.3控製棒與結構材料熔化過程
6.2.4堆芯碎片冷卻
6.3壓力容器內源項及裂變産物化學
6.3.1放射性物質來源及數量
6.3.2壓力容器內源項釋放
6.3.3裂變産物化學
6.3.4放射性物質在主係統內的遷移
6.4壓力容器外裂變産物釋放
6.4.1堆芯碎片與氣溶膠
6.4.2氣溶膠形成機理
6.4.3壓力容器外源項事件
6.4.4壓力容器外蒸汽爆炸
6.4.5高壓熔化噴射
6.4.6堆芯碎片――混凝土相互作用
6.4.7氣溶膠在安全殼內的遷移
6.4.8碘的噴淋化學
6.5安全殼行為
6.5.1嚴重事故下的安全殼響應
6.5.2大型乾式安全殼的失效模式
6.5.3大型乾式安全殼失效分析
6.6放射性源項
第七章 嚴重事故分析方法及主要結果
7.1分析方法概述
7.2源項計算程序
7.2.1機理性分析程序係列
7.2.2源項程序包
7.2.3電廠損壞狀態
7.2.4安全殼事件樹
7.2.5安全殼極限承載能力與氫爆分析模型
7.3源項分析結果與討論
7.3.1美國早期源項設定
7.3.2反應堆安全研究（RSS，WASH－1400）源項
7.3.3美國NRC選址源項
7.3.4法國應急計劃源項
7.3.5德國風險研究源項
7.3.6SARP研究結果
7.3.71DCOR的研究結論
7.3.8源項不定性分析
7.3.9源項在核安全管理中的應用
7.4廠外放射性後果分析
7.4.1確定論分析方法
7.4.2許可證申請計算
7.4.3概率論分析模型和結果
7.5核電廠風險評價
7.5.1風險概念
7.5.2風險比較
第八章 事故處置
8.1基本安全原則
8.1.1嚴重事故對策要求
8.1.2縱深防禦原則的擴充
8.1.3安全目標
8.1.4人因與安全文化
8.2事故處置戰略
8.2.1基本考慮
8.2.2事故處置戰略要素
8.2.3事故處置導則編製的一般過程與要點
8.3早期診斷與搶救：應急運行規程
8.3.1三裏島事故後對應急運行規程的基本要求
8.3.2應急運行規程的編製過程
8.3.3西屋用戶集團應急運行導則描述
8.3.4法國電力公司應急運行規程描述
8.3.5應急運行規程在事故預防與緩解中的作用
8.4事故預防
8.4.1初因事件與事故過程分析
8.4.2乾預手段與機組乾預能力分析
8.5事故緩解措施研究
8.5.1概述
8.5.2防止高壓熔堆
8.5.3安全殼熱量排齣與減壓
8.5.4消氫措施
8.5.5安全殼功能的最終保障
8.5.6法國U2－U5規程描述
8.6事故處置的組織實施
8.6.1人機關係處理
8.6.2決策責任的劃分與轉移
8.6.3運行任務分析
8.6.4與廠內廠外應急計劃的關係
8.6.5人員培訓
第九章 運行安全與運行安全管理
9.1運行安全與管理的一般概念
9.1.1運行安全要素
9.1.2運行安全指標
9.1.3運行安全管理
9.2放射性釋放與職業照射劑量
9.3運行安全分析與經驗反饋
9.3.1概述
9.3.2輕水堆運行行為迴顧
9.3.3可靠性數據分析
9.3.4係統相互作用評價
9.4運行事件分析
9.4.1安全相關事件
9.4.2重大事件
9.4.3三裏島事故
9.4.4切爾諾貝利事故
9.5核電機組的預防性維修問題
第十章 壓水堆核電廠設計改進
10.1設計改進的總要求
10.2普適安全事項
10.2.1環路自然循環冷卻能力
10.2.2蒸汽發生器傳熱管的完整性
10.2.3受壓熱衝擊（PTS）問題
10.2.4不能緊急停堆（ATWS）問題
10.2.5全廠斷電對策
10.2.6安全殼排熱能力與完整性
10.2.7主控室設計改進
10.3大型壓水堆的改進趨勢
10.4非能動安全設計：AP－600介紹
10.4.1先進輕水堆的設計目標與安全準則
10.4.2先進輕水堆的設計原則
10.4.3美國西屋公司AP－600設計特徵評介
10.5固有安全性設計：PIUS介紹
10.5.1設計假定與設計原則
10.5.2PIUS－600設計特徵評介
10.5.3PIUS－600技術難點評介
主要參考資料
英文縮寫詞錶
緻謝
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