反應堆安全分析及事故的處置簡(jiǎn)介，目錄書(shū)摘

編輯推薦:

內容簡(jiǎn)介:《反應堆安全分析及事故的處置》圍繞壓水堆的安全，重點(diǎn)介紹了多種事故的物理機理、演化過(guò)程及應對措施?！斗磻寻踩治黾笆鹿实奶幹谩饭灿?0章，涉及反應性增加事故、蒸汽管道破裂事故、一回路破口失水事故、供給系統完全喪失事故和蒸汽發(fā)生器管道破裂事故，以三里島事故和福島事故為例，詳細介紹了事故產(chǎn)生的原因和演化過(guò)程?！斗磻寻踩治黾笆鹿实奶幹谩愤€重點(diǎn)介紹了各類(lèi)事故的控制和處理方法，并單獨介紹了堆芯熔化后的情況以及對密封性的影響?！斗磻寻踩治黾笆鹿实奶幹谩愤€列出了針對壓水堆安全性的具體設計，并對點(diǎn)堆及相關(guān)的平衡方程和數據進(jìn)行了介紹。

作者簡(jiǎn)介:

目錄:目錄
譯者序
原子工程叢書(shū)簡(jiǎn)介
第1章 物理和安全性：事故類(lèi)型的簡(jiǎn)介 1
1.1 三道屏障的風(fēng)險，安全功能的基本概念 1
1.2 影響安全性能的事故：控制反應性 7
1.3 影響安全功能“功率導出”事故 14
1.4 影響安全功能的事故：密閉性，由第三道屏障保障 30
1.5 支持系統：RRI/SEC流體系統和一些電力支持 31
1.6 事故中安全功能的管理總結 34
1.7章末習題 34
問(wèn)題1 蒸汽發(fā)生器完全失水事故研究（H2） 37
第2章 中子吸收劑減少引起的反應性增加事故 39
2.1 綜述 39
2.2 控制棒提出事故 40
2.3 一回路流體的硼稀釋事故 45
問(wèn)題2 彈棒事故的研究 52
問(wèn)題3 人員操作與設備操作均失靈下的均勻稀釋 53
第3章 蒸汽管道破裂事故（RTV） 55
3.1 概述 55
3.2 蒸汽管道破裂的瞬態(tài)描述 56
3.3 主要參數的敏感性研究 61
問(wèn)題4 RTV的系統研究 64
第4章 一回路破口失水事故（APRP） 66
4.1 APRP 概要 66
4.2 中破口 69
4.3 大破口 75
4.4 在停堆狀態(tài)下的特殊破口工況 80
問(wèn)題5 中破口研究 82
問(wèn)題6 RRA在PTB RRA中喪失的概率研究 84
第5章 冷卻劑供給系統完全喪失事故：福島事故類(lèi)型 86
5.1 全廠(chǎng)供電完全喪失 88
5.2 冷源完全喪失 95
5.3 冷源和供電完全喪失情況綜合 97
5.4 小結 97
問(wèn)題7 輔助變壓器失效的事故研究 98
問(wèn)題8 供電完全喪失，自然循環(huán)和H3 操作 99
第6章 蒸汽發(fā)生器管道破裂（RTGV/SGTR） 103
6.1 事故概況 103
6.2 世界范圍內事故經(jīng)歷反饋及法國的事故經(jīng)驗 103
6.3 RTGV瞬態(tài)事故過(guò)程描述 106
6.4 事故主要參數的敏感性研究 113
問(wèn)題9 RTGV事故的短期操作研究——對RIS 系統的管理 115
第7章 三里島核事故 117
7.1 三里島核電站機組的簡(jiǎn)介 117
7.2 事故回顧：主要事件和操作 118
7.3 后續的結果分析 123
7.4 TMI2事故的主要經(jīng)驗教訓（事故后的管理方面） 125
7.5 人為與組織因素 127
問(wèn)題10 TMI2事故分析，直到堆芯裸露 130
第8章 通過(guò)狀態(tài)研究法（APE）進(jìn)行的事故后調節 134
8.1 設備物理狀態(tài)的表征（狀態(tài)診斷） 136
8.2 確定操作策略：操作順序和操作模塊 137
8.3 調節操作的實(shí)施 140
問(wèn)題11 回退到余熱排出系統工作條件的研究 142
第9章 堆芯熔化后的情況以及對密封性的影響 144
9.1 堆芯熔化，直到壓力容器熔穿的物理過(guò)程 144
9.2 壓力容器被熔穿后安全殼的失效模式 147
9.3 嚴重事故的處理和保護人群的措施 154
9.4 基于2級安全概率性研究的安全審查 155
9.5 小結 156
問(wèn)題12 對嚴重事故中安全殼穩固性的研究 157
第10章 結論：控制壓水堆系統中事故工況的一些方法 159
10.1 對于復雜系統內相互作用以及內部反饋作用的分析 159
10.2 考慮安全的主要論題：功率的疏散 160
10.3 經(jīng)驗反饋和周期性安全復查的重要性 162
10.4 經(jīng)驗反饋的教訓：事故的發(fā)生有技術(shù)、人為以及組織層面上的原因 163
10.5 對意外變故做好準備 163
10.6 為管理重大事故以及放射性泄漏做準備 164
10.7 將來(lái)設施設計的變化會(huì )納入這些教訓 164
10.8 是否需要更多的安全？ 165
附錄A0 熱工水力學(xué)系統補充 166
附錄A1 確定性和概率性安全分析 177
附錄A2 切爾諾貝利與福島事故 186
附錄A3 核安全：人為與組織因素 196
附錄A4 EPR 壓水堆針對核安全設計的特殊性 204
附錄A5 零維模型介紹：反應堆平衡方程及1300MWe壓水堆數據 213
主要物理量和縮略語(yǔ)匯編 226
主要參考文獻 230