核電廠安全與事故分析

第1章 核電廠安全概述
1.1 核電廠的主要風(fēng)險(xiǎn)
1.1.1 強(qiáng)放射性
1.1.2 衰□熱
1.1.3 高溫高壓水
1.1.4 功率可能暴走
1.2 核電廠安全性特征
1.3 核安全相關(guān)法規(guī)
1.3.1 國(guó)家法律
1.3.2 國(guó)務(wù)院行政法規(guī)
1.3.3 部門(mén)規(guī)章
1.3.4 指導(dǎo)性文件
1.3.5 參考性文件
第2章 核電廠設(shè)計(jì)安全
2.1 核電廠安全目標(biāo)和縱深防御概念
2.1.1 縱深防御
2.2 核電廠安全管理與技術(shù)要求
2.2.1 安全管理要求
2.2.2 主要技術(shù)要求
2.3 核電廠安全的設(shè)計(jì)要求
2.3.1 核電廠狀態(tài)
2.3.2 設(shè)計(jì)限值
2.3.3 假設(shè)始發(fā)事件
2.3.4 安全運(yùn)行的運(yùn)行限值和條件
2.3.5 設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故
2.3.6 設(shè)計(jì)擴(kuò)展工況
2.3.7 安全系統(tǒng)的設(shè)計(jì)原則
2.3.8 其他設(shè)計(jì)考慮
2.3.9 核電廠安全分析要求
2.4 核電廠系統(tǒng)設(shè)計(jì)要求
2.4.1 反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)
2.4.2 安全殼結(jié)構(gòu)和安全殼系統(tǒng)
2.4.3 儀器儀表和控制系統(tǒng)
2.4.4 場(chǎng)內(nèi)應(yīng)急設(shè)施
2.4.5 支持系統(tǒng)和輔助系統(tǒng)
2.4.6 動(dòng)力轉(zhuǎn)換系統(tǒng)
2.4.7 放射性廢物處理和流出物排放
2.4.8 燃料裝卸和貯存系統(tǒng)
2.4.9 輻射防護(hù)設(shè)計(jì)
第3章 核電廠運(yùn)行安全
3.1 核電廠運(yùn)行工況與運(yùn)行限值
3.2 核電廠運(yùn)行規(guī)程
3.3 核電廠運(yùn)行安全性能指標(biāo)
3.4 核事故應(yīng)急
3.4.1 核事故應(yīng)急管理
3.4.2 核事故應(yīng)急預(yù)案與準(zhǔn)備
3.4.3 核事故應(yīng)急措施
3.4.4 核事故后恢復(fù)措施
第4章 核電廠事故分析方法
4.1 核電廠事故分析方法概述
4.1.1 確定論安全分析
4.1.2 概率安全分析
4.1.3 核電廠運(yùn)行事件分類
4.1.4 驗(yàn)收準(zhǔn)則
4.2 事故分析的基本假設(shè)
4.2.1 參數(shù)保守性假設(shè)
4.2.2 其他必要的保守性假設(shè)
4.3 設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故
4.4 核電廠事故的計(jì)算機(jī)模擬
第5章 典型設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故分析
5.1 失流事故
5.1.1 概述及定義
5.1.2 失流事故過(guò)程特征
5.1.3 失流事故驗(yàn)收準(zhǔn)則
5.1.4 分析方法及泵模型
5.1.5 秦山核電廠失流事故分析
5.2 失水事故
5.2.1 LOCA的驗(yàn)收準(zhǔn)則
5.2.2 典型的大破口失水事故過(guò)程
5.2.3 AP1000大破口失水事故分析
5.2.4 小破口失水事故
5.2.5 典型的小破口失水事故過(guò)程
5.2.6 AP1000小破口失水事故分析
附錄 縮略語(yǔ)和專業(yè)術(shù)語(yǔ)解釋
參考文獻(xiàn)