輕水堆核安全嚴(yán)重事故現(xiàn)象學(xué)

第一章 輕水堆安全：歷史回顧
1．1 引言
1．2 早期階段
1．3 民用輕水堆的發(fā)展
1．4 早期安全評價
1．5 選址準(zhǔn)則
1．5．1 TID-14844報告和10 CFR 100法規(guī)的假設(shè)和要求
1．6 安全原則
1．6．1 縱深防御方法
1．7 安全設(shè)計基準(zhǔn)
1．7．1 有關(guān)失水事故和應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)的爭議
1．8 核電的公眾風(fēng)險（WASH-1400報告）
1．8．1 反應(yīng)堆安全研究（RSS）
1．9 三哩島事故
1．9．1 事故描述
1．9．2 三哩島事故的影響
1．10 切爾諾貝利事故
1．10．1 背景和RBMK反應(yīng)堆特點
1．10．2 切爾諾貝利事故經(jīng)過和原因
1．11 艱難歲月
1．12 嚴(yán)重事故研究
1．12．1 壓水堆壓力容器內(nèi)事故進程
1．12．2 沸水堆的壓力容器內(nèi)事故進程
1．12．3 壓力容器內(nèi)事故進程中的裂變產(chǎn)物釋放和輸運
1．12．4 壓力容器外的事故進程
1．13 嚴(yán)重事故管理
1．13．1 冷卻降級堆芯
1．13．2 可燃?xì)怏w管理
1．13．3 安全殼溫度、壓力和完整性的管理
1．13．4 放射性釋放的管理
1．14 福島事故
1．14．1 引言和電站特性
1．14．2 福島事故堆芯熔化后果的保守預(yù)測
1．14．3 福島事故的實際進程
1．14．4 福島事故結(jié)束語
1．15 新型輕水堆電廠
1．15．1 壓力容器內(nèi)熔融物滯留（IVMR）策略
1．15．2 壓力容器外熔融物滯留策略
結(jié)論
參考文獻
第二章 壓力容器內(nèi)的堆芯降級
2．1 引言
2．2 壓水堆堆芯降級
2．2．1 熱工水力學(xué)
2．2．2 堆芯材料的氧化
2．2．3 嚴(yán)重事故期間堆芯幾何形狀的喪失
2．2．4 熱的破損堆芯的再淹沒
2．2．5 實驗項目
2．2．6 現(xiàn)象模擬的現(xiàn)狀
2．3 下腔室內(nèi)的事故進程
2．3．1 下封頭中的主要物理現(xiàn)象、發(fā)生或未發(fā)生再淹沒情況下的熔化進程
2．3．2 理解堆內(nèi)熔融物
2．3．3 硬殼一熔融物界面條件
2．3．4 堆芯熔池中的傳熱
2．3．5 一回路再淹沒情況下的間隙冷卻
2．3．6 對包絡(luò)結(jié)構(gòu)的分析
2．3．7 未來改進的主要目標(biāo)
2．3．8 實驗項目、建模和程序
2．4 下封頭失效
2．4．1 熱流和溫度場
2．4．2 壓力容器的機械特性
2．4．3 壓力容器失效的縮比實驗
2．4．4 縮比考慮因素
2．4．5 腐蝕（堆芯熔融物-鋼的熱化學(xué)相互作用）
2．5 壓水堆高壓事故
2．5．1 背景
2．5．2 高壓情景分析
2．5．3 壓水堆一回路系統(tǒng)內(nèi)的自然對流流型實驗
2．5．4 COMMIX程序?qū)ξ魑莨驹囼灲Y(jié)果的預(yù)測
第三章 安全殼早期失效
第四章 安全殼后期失效
第五章 裂變產(chǎn)物的釋放和輸運
第六章 嚴(yán)重事故管理
第七章 嚴(yán)重事故的環(huán)境后果和管理
第八章 嚴(yán)重事故一體化分析程序
附件1 堆芯熔融物熱力學(xué)和熱物理學(xué)
附件2 加壓重水堆嚴(yán)重事故
縮略語表1-專業(yè)術(shù)語
縮略語表2-單位簡稱