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能源与动力工程

核反应堆安全分析

作者：张东辉,刘一哲,师泰

出版社：北京理工大学出版社出版时间：2022-04-01

开本： 16开 页数： 322

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作者简介

核反应堆安全分析版权信息

ISBN：9787576309577
条形码：9787576309577 ; 978-7-5763-0957-7
装帧：一般胶版纸
册数：暂无
重量：暂无
所属分类：
工业技术
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能源与动力工程

核反应堆安全分析内容简介

本书已通过中国原子能科学研究院的保密审查，不涉及保密信息，无意识形态问题，本书为国家出版基金项目《原子能科学与技术出版工程》其中一分册。本书全面系统地论述了核反应堆安全分析的理论基础和工程实践知识，全书共12章。第1章主要介绍核反应堆安全的基本原则和基本概念，第2-3章介绍了反应堆的安全特征和安全评价体系，第4章说明了事故分析的基本知识，第5-8章介绍了压水堆核电站及快堆核电站典型的设计基准事故分析，第9章介绍了压水堆和快堆的典型严重事故，第10章对钠冷快堆特有的钠火和钠水反应事故进行了简要论述，第11章介绍了事故后的环境影响评价方法，第12章简要介绍了概率安全分析方法。

核反应堆安全分析目录

第１章核反应堆基本原理001 １.１核反应堆历史002 １.１.１裂变的发现002 １.１.２ **个自持链式反应004 １.１.３和平利用核能的发展005 １.２核反应堆物理设计007 １.２.１堆芯物理设计007 １.２.２核数据库和多群常数库009 １.２.３反应堆堆芯功率分布计算017 １.３核反应堆热工设计019 １.３.１堆芯热工水力设计概述019 １.３.２单通道模型设计法024 １.３.３子通道模型设计法027 １.４核反应堆安全设计029 １.５核反应堆系统和设备032 第２章核反应堆安全特性035 ２.１核反应堆中放射性的来源及特性036 ２.１.１裂变产物036 ２.１.２锕系元素038 ２.１.３活化产物039 ２.１.４裂变产物的性能040 ２.２事故情况下放射性物质的释放042 ２.２.１放射性物质向主回路系统的释放042 ２.２.２放射性物质向安全壳的释放047 ２.３反应堆的安全功能049 ２.３.１反应性的控制050 ２.３.２确保堆芯冷却052 ２.３.３包容放射性产物053 ２.４专设安全设施055 ２.４.１设计原则055 ２.４.２安全注射系统056 ２.４.３安全壳系统057 ２.４.４辅助给水系统060 ２.５固有安全及非能动安全062 第３章核反应堆安全评价体系065 ３.１传统的安全评价体系066 ３.１.１设计基准069 ３.１.２限值070 ３.１.３假设始发事件071 ３.１.４可信措施072 ３.１.５分析假设和条件072 ３.２风险指引的安全评价体系073 ３.３我国的核安全法规体系077 ３.３.１国家核安全管理部门077 ３.３.２核安全法规078 ３.３.３核安全许可证制度079 ３.４ＩＡＥＡ的核安全法规体系081 第４章确定论分析的基本概念085 ４.１核电厂工况分类088 ４.２验收准则092 ４.３事故分析的基本假设093 ４.４单一故障准则094 ４.４.１单一故障准则概述094 ４.４.２单一故障准则的使用范围094 ４.４.３单一故障准则的使用方法095 ４.５压水堆设计基准事件清单097 ４.６钠冷快堆设计基准事件清单099 第５章反应性事故103 ５.１反应性的控制104 ５.２反应性引入机理106 ５.３功率运行时控制棒组失控提升107 ５.４单束控制棒提升事故109 ５.５棒束控制组件弹出事故110 ５.６快堆典型反应性事故113 第６章冷却剂丧失事故123 ６.１ＬＯＣＡ事故的特点124 ６.１.１ＬＯＣＡ事故定义及分类124 ６.１.２ＬＯＣＡ事故危害124 ６.２大ＬＯＣＡ事故分析125 ６.３小ＬＯＣＡ事故分析130 ６.４池式液态金属快堆主容器泄漏事故132 第７章失流事故135 ７.１失流事故特点136 ７.１.１流量瞬变特性137 ７.１.２冷却剂温升瞬变139 ７.１.３自然循环冷却141 ７.２ＰＷＲ典型失流事故分析143 ７.３快堆典型失流事故分析145 ７.４堵流事故148 第８章失热阱事故155 ８.１失热阱事故的特点156 ８.２ＰＷＲ典型失热阱事故分析157 ８.３快堆典型失热阱事故分析165 第９章严重事故173 ９.１严重事故定义174 ９.２历史上的三次严重事故176 ９.２.１三哩岛核电厂事故176 ９.２.２切尔诺贝利事故184 ９.２.３福岛核事故191 ９.３压水堆严重事故的一般过程和主要现象198 ９.４钠冷快堆严重事故的一般过程与主要现象201 ９.５严重事故管理208 ９.５.１严重事故管理的发展208 ９.５.２严重事故管理的主要策略210 ９.６可能导致严重事故的初因212 ９.７压水堆的严重事故分析213 ９.７.１典型压水堆严重事故分析程序213 ９.７.２典型事故分析215 ９.８钠冷快堆的严重事故分析219 ９.８.１钠冷快堆严重事故分析程序219 ９.８.２典型钠冷快堆严重事故分析220 第１０章钠冷快堆特殊事故227 １０.１钠火事故228 １０.１.１钠火的物理现象228 １０.１.２钠火的后果231 １０.１.３钠火事故预防缓解232 １０.１.４典型的钠火事故233 １０.１.５典型事故分析234 １０.２钠水反应事故238 １０.２.１钠水反应机理239 １０.２.２典型事故分析239 第１１章环境影响评价247 １１.１环境影响评价范围与法规、标准和导则248 １１.１.１环境影响评价范围248 １１.１.２法规、标准和导则248 １１.２辐射环境影响的评价标准251 １１.２.１正常运行期间（包括预计运行事件）的剂量约束值 251 １１.２.２事故工况下的剂量控制值251 １１.２.３年排放量控制值251 １１.２.４海水中的放射性核素浓度251 １１.３核电厂正常运行的辐射影响252 １１.３.１流出物排放源项252 １１.３.２照射途径252 １１.３.３计算模式和参数254 １１.３.４放射性源项254 １１.３.５公众*大个人剂量256 １１.３.６辐射影响评价257 １１.４事故情况下的辐射影响257 １１.４.１事故描述和事故源项257 １１.４.２事故进程及源项分析261 １１.４.３事故后果计算267 １１.４.４事故后果评价268 １１.５快堆的环境影响评价268 １１.５.１快堆源项268 １１.５.２快堆正常运行的辐射影响269 １１.５.３快堆事故情况下的辐射影响269 第１２章概率安全分析273 １２.１概述274 １２.２基础知识275 １２.２.１布尔代数和概率论275 １２.２.２事件树－故障树分析方法277 １２.３一级ＰＳＡ 282 １２.３.１始发事件分析282 １２.３.２事件序列分析286 １２.３.３系统可靠性分析286 １２.３.４相关性分析287 １２.３.５数据分析288 １２.３.６人员可靠性分析288 １２.３.７事件序列定量化289 １２.３.８不确定性分析289 １２.３.９重要度分析290 １２.３.１０敏感性分析292 １２.４二级ＰＳＡ 293 １２.４.１一级和二级ＰＳＡ接口分析294 １２.４.２安全壳性能分析294 １２.４.３严重事故进程分析295 １２.４.４安全壳事件树分析296 １２.４.５严重事故现象概率分析297 １２.４.６严重事故缓解人员可靠性分析297 １２.４.７严重事故缓解系统可靠性分析298 １２.４.８源项分析298 １２.５三级ＰＳＡ 298 １２.５.１Ｌ２／Ｌ３级ＰＳＡ接口298 １２.５.２放射性核素释放转入三级ＰＳＡ 299 １２.５.３防护动作参数以及其他厂址数据300 １２.５.４气象学数据301 １２.５.５大气输运与扩散302 １２.５.６剂量学303 １２.５.７健康学效应303 １２.５.８经济效应303 １２.５.９定量化与报告编制304 １２.５.１０风险整合305 附录Ａ通用术语306 附录Ｂ１９４２—１９９４年核研究与发展308 参考文献313 索引315

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核反应堆安全分析作者简介

张东辉，男，中国原子能科学研究院研究员，博士生导师。主要从事反应堆热工与安全，以及快堆和新型核动力技术开发等方向的研究工作。曾获国家科技进步特等奖1项、国防科技进步特等奖1项、一等奖1项、二等奖1项，获国家“创新人才推进计划中青年科技领军人才”荣誉称号，获原子能院“十二五突出贡献奖”和中央企业团工委“寻找身边的榜样”荣誉称号。获专利20余项，在国内外公开刊物上发表论文10余篇。享受国务院政府特殊津贴。

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