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核安全目标4

安全的总目标5

辅助目标5

核反应堆的安全设计7

纵深防御原则7

多道屏障8

安全设计的基本原则9

核反应堆的安全运行与管理10

核反应堆运行安全的管理10

核安全文化12

核安全法规及安全监督15

国家核安全管理部门15

核安全法规15

核安全许可证制度16

习题17

参考文献18

反应堆的安全性19

反应堆的安全功能20

反应性的控制21

确保堆芯冷却22

包容放射性产物24

专设安全设施26

设计原则26

安全注射系统27

安全壳系统28

辅助给水系统32

习题33

参考文献33

反应堆瞬态34

动态方程的一般形式34

点堆动态方程36

点堆动态方程的使用说明39

反应性反馈机理41

温度效应41

燃料温度系数αTfe43

慢化剂温度系数αT45

空泡系数αv47

反应堆动力学模型49

中子动力学模型50

堆芯热传输模型52

习题55

参考文献55

核反应堆运行工况与事故分类56

确定论基本分析逻辑61

设计基准事故（DBA）61

分析基本假定61

验收准则62

反应性引入事故63

反应性引入机理63

超功率瞬变64

弹棒事故分析68

失流事故70

流量瞬变70

冷却剂温度瞬变73

自然循环冷却74

流量完全丧失典型事故分析76

热阱丧失事故77

温度瞬变78

压力瞬变80

典型事故分析81

蒸汽发生器传热管破裂事故82

事故过程82

事故后果85

蒸汽管道破裂事故85

事故描述85

结果与讨论87

给水管道破裂事故88

事故过程88

事故后果91

冷却剂丧失事故91

简单容器喷放瞬态分析计算92

大破口失水事故96

小破口冷却剂丧失事故101

未紧急停堆的预期瞬态（ATWS）103

完全失去蒸汽发生器正常给水103

完全失去外电源105

稳压器卸压阀意外打开107

习题107

参考文献108

严重事故过程和现象109

堆芯熔化过程111

堆芯加热111

堆芯熔化113

压力容器内的过程115

碎片的重新定位115

熔落燃料与冷却剂的相互作用和蒸汽爆炸116

下封头损坏模型118

自然循环121

安全壳内过程121

概述121

安全壳早期失效123

安全壳晚期失效127

安全壳旁路131

严重事故管理132

基本概念132

事故预防132

事故缓解措施研究133

核电厂核事故应急管理136

核应急的定义137

应急管理工作的方针137

应急机构及职责138

应急计划139

应急计划区141

应急状态的分级和特征142

宣布各应急等级的目的和程序143

三里岛事故144

电厂概述144

事故过程145

事故的后果和堆芯损坏146

切尔诺贝利事故148

反应堆描述148

事故过程150

事故后处理152

事故对环境的影响153

事故原因与经验教训154

习题155

参考文献156

概述157

核电厂系统分析模型与程序159

两相流动场方程159

两相流模型的分类162

RELAP4序列程序简介163

RELAP5程序简介173

严重事故计算分析176

分析方法概述176

源项计算程序简介178

典型源项计算结果180

习题182

参考文献182

核电厂安全性两种评价方法的比较183

风险的定义185

概率安全评价研究范围和实施程序187

PSA分析的3个等级187

PSA的实施程序189

始发事件的确定与分组191

确立始发事件清单191

始发事件的分组及其定量化193

安全功能、前沿系统和支持系统193

事件树分析方法195

事件树的建造195

事件序列定量化196

核电厂PSA结果的矩阵表示法197

事件树模型化方法198

大破口事件树199

故障树分析法202

概述202

故障树中常用的符号203

故障树的建造规则204

故障树建造实例207

故障树的定性分析209

故障树的定量分析214

事故序列分析220

概述220

事故序列中相关性处理220

事故序列中系统成功的处理221

事故序列的定量化221

核电厂PSA分析结果222

美国反应堆安全研究（RSS）222

德国风险研究223

NUREG一1150分析结果225

PSA发展趋势及其应用229

以风险度量为基础改进技术规格书229

PSA在运行管理上的应用230

PSA在新型反应堆设计上的应用231

习题232

参考文献233

放射性衰变与辐射生物学效应235

放射性衰变235

电离辐射236

辐射生物学效应236

放射性物质的产生237

裂变产物237

锕系元素239

活化产物240

裂变产物的性能241

事故情况下放射性物质的释放243

放射性物质向主回路系统的释放243

放射性物质向安全壳的释放248

放射性物质在大气中的扩散256

气载物在大气中的稀释扩散256

大气扩散能力与气象条件的关系259

放射性物质释出物的健康效应263

放射性烟云的外照射263

烟云地面沉积放射性的外照射265

吸入空气中放射性造成的内照射266

通过食物链造成的内照射268

放射性辐射防护原则269

辐射防护基本原则与保健限值269

合理可行尽量低（ALARA）原则270

习题270

参考文献271

压水堆发展现状272

先进压水堆AP600275

AP600发展历史275

AP600的设计特点276

AP600的安全特性277

AP600的经济性279

中国先进型压水堆CAP600280

CAP600概述280

CAP600的主要技术特点282

固有安全堆简介287

概述287

过程固有极度安全的反应堆（PIUS）288

安全整体式反应堆（SIR）293

习题294

参考文献294

快中子增殖堆的发展概况与特点297

快堆的发展与作用297

快堆的特点299

中国实验快堆300

快中子增殖堆的安全特征303

快堆的固有安全性303

快中子增殖堆安全上的隐患306

快中子增殖堆事故分析307

事故分类307

最大假想事故309

快中子增殖堆对环境放射性影响评价321

习题322

参考文献322

高温气冷反应堆的发展概况323

早期钢壳HTGR原型电厂326

预应力混凝土示范电厂327

模块式高温气冷反应堆的发展328

中国高温气冷反应堆的发展330

HTR—10高温气冷实验堆的设计特点和安全特性330

HTR—10基本设计特点330

阻止放射性释放的屏障334

HTR—10基本安全特性338

HTR—10基本特性338

始发事件分类340

HTR—10设计基准事故和严重事故分析342

事故分析程序342

一回路失压事故343

蒸汽发生器传热管破裂（即一回路进水事故）344

一根控制棒在功率运行下失控提升349

热气导管压力容器双端断裂352

失去厂外电源未能紧急停堆ATWS354

HTR—10对环境放射性影响评价356

设计限制356

正常运行工况下对环境的影响357

事故对环境的影响358

关键居民组、关键核素和关键途径358

习题358

参考文献359

重水堆系统的设计特征360

重水堆的安全特性364

重水堆固有的安全特性364

工程安全特性366

事故响应的特点373

失水事故374

主回路小破口失水事故374

主回路大破口失水事故379

重水堆严重事故分析384

严重事故序列385

堆芯严重损坏序列386

先进重水堆ACR简介388

开发ACR的目标388

ACR的设计特点389

ACR的安全特性391

习题398

参考文献398