核反應堆安全分析 pdf epub mobi txt 電子書 下載2025

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內容簡介

本教材以壓水堆型核電廠為研究對象，著重論述美國三哩島核電廠事故發生後十多年來

核安全與反應堆事故分析中的主要課題與重大進展。全書共9章，第1、2章介紹核反應堆安

全的基本原則、核反應堆的安全性及安全功能，說明當前國際核能界對核電廠安全與事故對策

的見解與實踐；第3章闡述核反應堆瞬態分析基礎；第4章用確定論安全評價法，對壓水堆各

類設計基準的事故過程進行分析；第5章闡述嚴重事故（即超設計基準事故）過程、分析方法和

事故的處置與對策；第6章介紹安全分析模型建立方法與已獲成功應用的典型計算程序；第7

章介紹核安全評價中另一種新的係統的工程安全評價技術――概率安全評價法；第8章分析

事故情況下放射性物質釋放規律、輻射後果及其防護原則；第9章討論新一代壓水堆安全性的

改進與發展。

本書是高等學校核能工程係高年級學生選修課和碩士研究生學位課程的教材，也可供從

事核反應堆和核電廠管理、設計、研究、運行等方麵工作的科技人員參考。

目錄
前 言
第1章 核反應堆安全的基本原則
1.1 核安全目標
1.1.1 安全的總目標
1.1.2 輔助目標
1.2 核反應堆的安全設計
1.2.1 縱深防禦原則
1.2.2 多道屏障
1.2.3 安全設計的基本原則
1.3 核反應堆的安全運行與管理
1.4 核安全法規及安全監督
1.4.1 國傢核安全管理部門
1.4.2 核安全法規
1.4.3 核安全許可證製度
第2章 核反應堆的安全係統
2.1 反應堆的安全性
2.2 反應堆的安全功能
2.2.1 反應性的控製
2.2.2 確保堆芯冷卻
2.2.3 包容放射性産物
2.3 專設安全設施
2.3.1 設計原則
2.3.2 安全注射係統
2.3.3 安全殼係統
2.3.4 輔助給水係統
第3章 核反應堆瞬態分析基礎
3.1 反應堆瞬態
3.1.1 動態方程的一般形式
3.1.2 點堆動態方程
3.1.3 點堆動態方程的使用說明
3.2 反應性反饋機理
3.2.1 溫度效應
3.2.2 燃料溫度係數αT
3.2.3 慢化劑溫度係數Tα
3.2.4 空泡係數αv
3.3 反應堆動力學模型
3.3.1 簡化動力學模型
3.3.2 堆芯熱傳輸模型
第4章 確定論安全分析
4.1 核反應堆運行工況與事故分類
4.2 反應性引入事故
4.2.1 反應性引入機理
4.2.2 超功率瞬變
4.3 失流事故
4.3.1 流量瞬變
4.3.2 冷卻劑溫度瞬變
4.3.3 自然循環冷卻
4.4 熱阱喪失事故
4.4.1 溫度瞬變
4.4.2 壓力瞬變
4.5 蒸汽發生器傳熱管破裂事故
4.5.1 事故過程
4.5.2 事故後果
4.6 蒸汽管道破裂事故
4.6.1 事故描述
4.6.2 結果與討論
4.7 給水管道破裂事故
4.7.1 事故過程
4.7.2 事故後果
4.8 冷卻劑喪失事故
4.8.1 簡單容器噴放瞬態分析計算
4.8.2 大破口失水事故
4.8.3 小破口冷卻劑喪失事故
4.9 未能緊急停堆的預計瞬變
4.9.1 完全失去蒸汽發生器正常給水
4.9.2 完全失去外電源
4.9.3 穩壓器卸壓閥意外打開
第5章 核電廠的嚴重事故
5.1 嚴重事故過程和現象
5.2 堆芯熔化過程
5.2.1 堆芯加熱
5.2.2 堆芯熔化
5.3 壓力容器內的過程
5.3.1 碎片的重新定位
5.3.2 熔落的燃料與冷卻劑的相互作用和蒸汽爆炸
5.3.3 下封頭損壞模型
5.3.4 自然循環
5.4 安全殼內過程
5.4.1 現象
5.4.2 堆芯熔融物與混凝土的相互作用
5.4.3 氫氣的分布與燃燒
5.5 嚴重事故的操作管理
5.6 三哩島事故與切爾諾貝利事故
5.6.1 三哩島事故
5.6.2 切爾諾貝利事故
第6章 核反應堆安全分析模型及程序概論
6.1 概述
6.2 核電廠係統分析模型與程序
6.2.1 兩相流動場方程
6.2.2 兩相流模型的分類
6.2.3 RELAP4序列程序簡介
6.2.4 RELAP5程序簡介
6.3 嚴重事故計算分析
6.3.1 分析方法概述
6.3.2 源項計算程序簡介
6.3.3 典型源項計算結果
第7章 概率安全評價法
7.1 核電廠安全性兩種評價方法的比較
7.2 風險的定義
7.3 概率安全評價研究範圍和實施程序
7.3.1 PSA分析的三個等級
7.3.2 PSA的實施程序
7.4 初始事件的確定與分組
7.4.1 確立初始事件清單
7.4.2 初始事件的分組及其定量化
7.4.3 安全功能、前沿係統和支持係統
7.5 事件樹分析方法
7.5.1 事件樹的建造
7.5.2 事件序列定量化
7.5.3 核電廠PSA結果的矩陣錶示法
7.5.4 事件樹模型化方法
7.5.5 大破口事件樹
7.6 故障樹分析法
7.6.1 概述
7.6.2 故障樹中常用的符號
7.6.3 故障樹的建造規則
7.6.4 故障樹建造實例
7.6.5 故障樹的定性分析
7.6.6 故障樹的定量分析
7.7 事故序列分析
7.7.1 概述
7.7.2 事故序列中相關性處理
7.7.3 事故序列中係統成功的處理
7.7.4 事故序列的定量化
7.8 核電廠PSA分析結果
7.8.1 美國反應堆安全研究（RSS）
7.8.2 德國風險研究
7.8.3 NUREG－1150分析結果
7.9 PSA發展趨勢及其應用
7.9.1 以風險度量為基礎改進技術規格書
7.9.2 PSA在運行管理上的應用
7.9.3 PSA在新型反應堆設計上的應用
第8章 放射性物質的釋放及其危害分析
8.1 基本概念
8.1.1 放射性衰變
8.1.2 電離輻射
8.1.3 輻射生物學效應
8.2 放射性物質的産生
8.2.1 裂變産物
8.2.2 錒係元素
8.2.3 活化産物
8.2.4 裂變産物的性能
8.3 事故情況下放射性物質的釋放
8.3.1 放射性物質嚮主迴路係統的釋放
8.3.2 放射性物質嚮安全殼的釋放
8.4 放射性物質在大氣中的擴散
8.4.1 氣載物在大氣中的稀釋擴散
8.4.2 大氣擴散能力與氣象條件的關係
8.5 放射性釋齣物的健康效應
8.5.1 放射性煙雲的外照射
8.5.2 煙雲地麵沉積放射性的外照射
8.5.3 吸人空氣中放射性造成的內照射
8.5.4 通過食物鏈造成的內照射
8.6 放射性輻射防護原則
8.6.1 輻射防護基本原則與保健限值
8.6.2 閤理可行盡量低（ALARA）原則
第9章 核安全性的改進與發展
9.1 壓水堆發展現狀
9.2 AP600
9.2.1 發展曆史
9.2.2 AP600的設計特點
9.2.3 AP600的安全特性
9.2.4 AP600的經濟性
9.3 CAP600
9.3.1 概述
9.3.2 CAP600的主要技術特點
9.4 固有安全堆簡介
9.4.1 概述
9.4.2 PIUS
參考文獻
· · · · · · (收起)