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1.1 核安全目标2

1.1.1 安全的总目标2

1.1.2 辅助目标2

第1章 核反应堆安全的基本原则2

1.2 核反应堆的安全设计3

1.2.1 纵深防御原则4

1.2.2 多道屏障4

1.2.3 安全设计的基本原则5

1.3 核反应堆的安全运行与管理6

1.4.2 核安全法规8

1.4 核安全法规及安全监督8

1.4.1 国家核安全管理部门8

1.4.3 核安全许可证制度9

第2章 核反应堆的安全系统10

2.1 反应堆的安全性10

2.2 反应堆的安全功能11

2.2.1 反应性的控制11

2.2.2 确保堆芯冷却12

2.2.3 包容放射性产物14

2.3.1 设计原则15

2.3 专设安全设施15

2.3.2 安全注射系统16

2.3.3 安全壳系统17

2.3.4 辅助给水系统20

第3章 核反应堆瞬态分析基础22

3.1 反应堆瞬态22

3.1.1 动态方程的一般形式22

3.1.2 点堆动态方程24

3.1.3 点堆动态方程的使用说明26

3.2.1 温度效应28

3.2 反应性反馈机理28

3.2.2 燃料温度系数αTfe30

3.2.3 慢化剂温度系数Tαm31

3.2.4 空泡系数αv33

3.3 反应堆动力学模型35

3.3.1 简化动力学模型35

3.3.2 堆芯热传输模型37

第4章 确定论安全分析40

4.1 核反应堆运行工况与事故分类40

4.2.1 反应性引入机理44

4.2.2 超功率瞬变44

4.2 反应性引入事故44

4.3 失流事故46

4.3.1 流量瞬变46

4.3.2 冷却剂温度瞬变48

4.3.3 自然循环冷却49

4.4 热阱丧失事故50

4.4.1 温度瞬变51

4.4.2 压力瞬变52

4.5.1 事故过程53

4.5 蒸汽发生器传热管破裂事故53

4.5.2 事故后果55

4.6 蒸汽管道破裂事故56

4.6.1 事故描述56

4.6.2 结果与讨论57

4.7 给水管道破裂事故57

4.7.1 事故过程58

4.7.2 事故后果60

4.8 冷却剂丧失事故60

4.8.1 简单容器喷放瞬态分析计算60

4.8.2 大破口失水事故64

4.8.3 小破口冷却剂丧失事故68

4.9 未能紧急停堆的预计瞬变71

4.9.1 完全失去蒸汽发生器正常给水71

4.9.2 完全失去外电源73

4.9.3 稳压器卸压阀意外打开74

第5章 核电厂的严重事故75

5.1 严重事故过程和现象75

5.2 堆芯熔化过程76

5.2.1 堆芯加热76

5.2.2 堆芯熔化78

5.3 压力容器内的过程79

5.3.1 碎片的重新定位80

5.3.2 熔落的燃料与冷却剂的相互作用和蒸汽爆炸81

5.3.3 下封头损坏模型82

5.4.1 现象82

5.3.4 自然循环84

5.4 安全壳内过程85

5.4.2 堆芯熔融物与混凝土的相互作用89

5.4.3 氢气的分布与燃烧91

5.5 严重事故的操作管理94

5.6 三哩岛事故与切尔诺贝利事故95

5.6.1 三哩岛事故95

5.6.2 切尔诺贝利事故98

第6章 核反应堆安全分析模型及程序概论104

6.1 概述104

6.2 核电厂系统分析模型与程序105

6.2.1 两相流动场方程106

6.2.2 两相流模型的分类108

6.2.3 RELAP4序列程序简介109

6.2.4 RELAP5程序简介117

6.3 严重事故计算分析119

6.3.1 分析方法概述119

6.3.2 源项计算程序简介120

6.3.3 典型源项计算结果122

第7章 概率安全评价法124

7.1 核电厂安全性两种评价方法的比较124

7.2 风险的定义126

7.3 概率安全评价研究范围和实施程序127

7.3.1 PSA分析的三个等级127

7.3.2 PSA的实施程序128

7.4 初始事件的确定与分组130

7.4.1 确立初始事件清单130

7.4.2 初始事件的分组及其定量化131

7.4.3 安全功能、前沿系统和支持系统132

7.5 事件树分析方法133

7.5.1 事件树的建造133

7.5.2 事件序列定量化134

7.5.3 核电厂PSA结果的矩阵表示法135

7.5.4 事件树模型化方法135

7.5.5 大破口事件树136

7.6 故障树分析法138

7.6.1 概述138

7.6.3 故障树的建造规则140

7.6.2 故障树中常用的符号140

7.6.4 故障树建造实例143

7.6.5 故障树的定性分析144

7.6.6 故障树的定量分析148

7.7 事故序列分析153

7.7.1 概述153

7.7.2 事故序列中相关性处理153

7.7.3 事故序列中系统成功的处理153

7.7.4 事故序列的定量化154

7.8 核电厂PSA分析结果154

7.8.1 美国反应堆安全研究（RSS）154

7.8.2 德国风险研究155

7.8.3 NUREG－1150分析结果157

7.9 PSA发展趋势及其应用160

7.9.1 以风险度量为基础改进技术规格书160

7.9.2 PSA在运行管理上的应用161

7.9.3 PSA在新型反应堆设计上的应用162

第8章 放射性物质的释放及其危害分析163

8.1 基本概念163

8.1.1 放射性衰变163

8.1.2 电离辐射163

8.2.1 裂变产物164

8.1.3 辐射生物学效应164

8.2 放射性物质的产生164

8.2.2 锕系元素166

8.2.3 活化产物166

8.2.4 裂变产物的性能167

8.3 事故情况下放射性物质的释放169

8.3.1 放射性物质向主回路系统的释放169

8.3.2 放射性物质向安全壳的释放173

8.4 放射性物质在大气中的扩散180

8.4.1 气载物在大气中的稀释扩散180

8.4.2 大气扩散能力与气象条件的关系183

8.5.1 放射性烟云的外照射186

8.5 放射性释出物的健康效应186

8.5.2 烟云地面沉积放射性的外照射187

8.5.3 吸人空气中放射性造成的内照射188

8.5.4 通过食物链造成的内照射190

8.6 放射性辐射防护原则190

8.6.1 辐射防护基本原则与保健限值190

8.6.2 合理可行尽量低（ALARA）原则191

第9章 核安全性的改进与发展192

9.1 压水堆发展现状192

9.2.1 发展历史194

9.2 AP600194

9.2.2 AP600的设计特点195

9.2.3 AP600的安全特性196

9.2.4 AP600的经济性199

9.3 CAP600199

9.3.1 概述199

9.3.2 CAP600的主要技术特点200

9.4 固有安全堆简介204

9.4.1 概述204

9.4.2 PIUS205