Treatment of External Hazards in Probabilistic Safety Assessment for Nuclear Power Plants pdf epub mobi txt 电子书下载 2026

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出版者:Bernan Assoc

作者:Not Available (NA)

出品人:

页数:58

译者:

出版时间:

价格:30

装帧:Pap

isbn号码:9789201047946

丛书系列:

图书标签:

核能安全
概率安全评估
外部风险
核电站
可靠性工程
风险评估
安全分析
事故概率
核工程
安全技术

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具体描述

反应堆安全评估：面向内禀失效模式的深度剖析图书名称：反应堆安全评估：面向内禀失效模式的深度剖析作者： [作者姓名此处留空，以保持客观性] 出版社： [出版社名称此处留空] 出版日期： [出版日期此处留空] --- 导言：安全哲学的演进与评估范式的转向本书旨在对现代核动力装置安全评估的理论基础、方法学框架以及实际应用进行一次全面而深入的梳理。在核能领域，安全始终是压倒一切的首要考量。随着反应堆技术的不断发展，从早期的确定性分析（Deterministic Analysis）向概率安全评估（Probabilistic Safety Assessment, PSA）的范式转移已成为行业共识。然而，PSA本身也在不断深化和演进，特别是在处理那些源于系统内部结构、设计缺陷或操作失误所导致的“内禀失效模式”（Internal Initiating Events and Failure Modes）方面。传统的风险评估往往将注意力集中在外部环境的突变性事件（如地震、洪水或飞机撞击）对系统完整性的冲击，这在特定区域的评估中至关重要。本书则选择了一个关键的、常常被视为“基线”但复杂性极高的领域：系统和设备在正常运行或可预见的内部工况下，由于自身缺陷、材料退化或偶发的人为失误而导致的故障序列。本书的构建逻辑遵循从宏观的风险概念框架到微观的故障建模与数据分析的递进路线，强调如何通过精细化的建模，量化那些潜藏在反应堆核心、冷却回路、控制系统及安全壳体内部的风险。我们期望读者不仅能理解“我们如何计算风险”，更能洞察“风险的根源何在”以及“如何通过设计优化将其降至可接受水平”。第一部分：概率安全评估的基础重构与系统分解第一章：概率风险管理的理论基石本章回顾了PSA的三个层次结构（Level 1, 2, 3）的理论基础，并重点探讨了现代风险管理中的“风险特征化”（Risk Profiling）概念。风险不再被视为单一的数值指标，而是需要多维度量化的集合体。我们详细分析了概率风险评估中对不确定性（Uncertainty Quantification, UQ）的处理，包括参数不确定性、模型不确定性和知识不确定性，并介绍先进的贝叶斯方法在信息融合中的应用。第二章：反应堆系统功能分解与事件树建模核心关注点在于如何将复杂的反应堆系统——特别是反应堆堆芯（Reactor Core）、主冷却剂系统（Primary Coolant System, PCS）和二次回路——进行有效的拓扑分解。本书详细阐述了构建高保真事件树（Event Trees）的工程实践，侧重于内部瞬态（如蒸汽发生器小破口、泵失水、反应堆控制系统跳闸失败）的识别与分支逻辑的严密构建。特别地，我们深入分析了在多重保护层失效时，系统逻辑如何向堆芯损伤（Core Damage Frequency, CDF）收敛的路径。第三章：故障树分析与可靠性数据库的审视故障树分析（Fault Tree Analysis, FTA）是识别内禀故障的基石。本章集中于微观层面的组件建模，例如阀门卡涩、泵叶轮磨损、管道应力腐蚀破裂的机理分析。我们对现有的工业可靠性数据库（如WASH-1400、SNPD/SPAR等）的适用性进行了批判性评估，强调针对特定反应堆设计（如压水堆、沸水堆或先进堆型）时，必须进行“工厂特定化”（Plant-Specific）的参数修正和事件频率校准。第二部分：内禀事故序列的机理分析与模型深化第四章：瞬态工况下的堆芯热工水力反馈本书的核心章节之一，聚焦于内部失水事故（Loss of Coolant Accident, LOCA）和反应性意外事件（Reactivity Transients）。对于小破口LOCA，我们详细分析了冷却剂损失速率、气泡上升动力学与堆芯自然循环维持能力之间的耦合关系。热工水力模型（如RELAP5或TRAC）在模拟快速压力下降和蒸汽效应时的局限性被深入讨论，特别是其对燃料棒包壳完整性和临界热流密度（CHF）判据的影响。第五章：反应堆保护系统与控制回路的失效分析内部风险往往源于控制与保护逻辑的错误。本章系统分析了反应堆保护系统（Reactor Protection System, RPS）和应急堆芯冷却系统（Emergency Core Cooling System, ECCS）的共同失效模式。这包括：共因失效（Common Cause Failures, CCF）在软件、电源和仪表信号路径上的表现；以及操作员错误（Human Error）在反应堆启动、停堆或功率调整过程中的影响建模。我们使用Markov链模型来评估复杂逻辑门的冗余失效概率。第六章：材料退化与结构完整性对风险的贡献系统可靠性不仅依赖于功能运行，更依赖于结构材料的长期健康状况。本部分探讨了诸如中子辐照脆化（Irradiation Embrittlement）、蠕变（Creep）和疲劳（Fatigue）如何降低关键压力容器和管道的剩余寿命，并最终导致高压下系统完整性丧失。我们介绍了基于概率的结构可靠性分析（Probabilistic Structural Reliability Analysis, PSRA）方法，以量化材料退化速率对事故发生概率的动态影响。第三部分：风险后果评估与安全裕度识别第七章：堆芯熔化概率（CDF）与高风险情景的辨识本书详述了如何将Level 1 PSA的输出——即各种导致堆芯损伤的概率序列——转化为具体的、可管理的风险指标。重点在于对“关键路径”（Dominant Risk Contributors）的识别，这些路径往往包含多个低概率但高后果的子事件串联。我们通过敏感性分析（Sensitivity Analysis）确定哪些设计参数或操作规程的微小变化能带来不成比例的风险降低效果。第八章：堆外风险与安全壳穿透分析在确定了堆芯损伤的概率后，本章转向后果评估的初始阶段：安全壳（Containment）的完整性。虽然本书不侧重于外部事件，但内部瞬态（如高能管道破裂）可能直接威胁到安全壳的结构完整性。我们分析了压力容器或主管道完全破裂（Large Break LOCA）情景下，安全壳内部压力和温度的瞬态上升速率，并评估了材料疲劳和水锤效应对结构应力的冲击。第九章：风险的量化、可视化与决策支持最终，本书讨论了如何将复杂的概率分析结果转化为清晰的风险地图（Risk Maps）和风险指标（如LOPA/Risk Matrix）。对于工程决策者而言，重要的是识别出“安全裕度”（Safety Margins）。我们介绍了一系列工具和技术，用于直观展示系统在哪些运行区间内其风险水平已接近监管阈值，从而指导预防性维护计划的制定和安全升级项目的优先级排序。结论：迈向韧性设计《反应堆安全评估：面向内禀失效模式的深度剖析》提供了一个聚焦于反应堆内部固有复杂性和退化机制的评估框架。它强调，真正的安全深度来源于对系统在“正常但有缺陷”状态下的深刻理解，而非仅仅对极端外部威胁的防御。通过对内禀失效模式的精细建模，本书旨在助力工程师和监管机构构建更具韧性、更能抵抗偶发性内部故障的下一代核能系统。