反應(yīng)堆安全分析及事故的處置

目錄
譯者序
原子工程叢書簡(jiǎn)介
第1章 物理和安全性：事故類型的簡(jiǎn)介 1
1.1 三道屏障的風(fēng)險(xiǎn)，安全功能的基本概念 1
1.2 影響安全性能的事故：控制反應(yīng)性 7
1.3 影響安全功能“功率導(dǎo)出”事故 14
1.4 影響安全功能的事故：密閉性，由第三道屏障保障 30
1.5 支持系統(tǒng)：RRI/SEC流體系統(tǒng)和一些電力支持 31
1.6 事故中安全功能的管理總結(jié) 34
1.7章末習(xí)題 34
問(wèn)題1 蒸汽發(fā)生器完全失水事故研究（H2） 37
第2章 中子吸收劑減少引起的反應(yīng)性增加事故 39
2.1 綜述 39
2.2 控制棒提出事故 40
2.3 一回路流體的硼稀釋事故 45
問(wèn)題2 彈棒事故的研究 52
問(wèn)題3 人員操作與設(shè)備操作均失靈下的均勻稀釋 53
第3章 蒸汽管道破裂事故（RTV） 55
3.1 概述 55
3.2 蒸汽管道破裂的瞬態(tài)描述 56
3.3 主要參數(shù)的敏感性研究 61
問(wèn)題4 RTV的系統(tǒng)研究 64
第4章 一回路破口失水事故（APRP） 66
4.1 APRP 概要 66
4.2 中破口 69
4.3 大破口 75
4.4 在停堆狀態(tài)下的特殊破口工況 80
問(wèn)題5 中破口研究 82
問(wèn)題6 RRA在PTB RRA中喪失的概率研究 84
第5章 冷卻劑供給系統(tǒng)完全喪失事故：福島事故類型 86
5.1 全廠供電完全喪失 88
5.2 冷源完全喪失 95
5.3 冷源和供電完全喪失情況綜合 97
5.4 小結(jié) 97
問(wèn)題7 輔助變壓器失效的事故研究 98
問(wèn)題8 供電完全喪失，自然循環(huán)和H3 操作 99
第6章 蒸汽發(fā)生器管道破裂（RTGV/SGTR） 103
6.1 事故概況 103
6.2 世界范圍內(nèi)事故經(jīng)歷反饋及法國(guó)的事故經(jīng)驗(yàn) 103
6.3 RTGV瞬態(tài)事故過(guò)程描述 106
6.4 事故主要參數(shù)的敏感性研究 113
問(wèn)題9 RTGV事故的短期操作研究——對(duì)RIS 系統(tǒng)的管理 115
第7章 三里島核事故 117
7.1 三里島核電站機(jī)組的簡(jiǎn)介 117
7.2 事故回顧：主要事件和操作 118
7.3 后續(xù)的結(jié)果分析 123
7.4 TMI2事故的主要經(jīng)驗(yàn)教訓(xùn)（事故后的管理方面） 125
7.5 人為與組織因素 127
問(wèn)題10 TMI2事故分析，直到堆芯裸露 130
第8章 通過(guò)狀態(tài)研究法（APE）進(jìn)行的事故后調(diào)節(jié) 134
8.1 設(shè)備物理狀態(tài)的表征（狀態(tài)診斷） 136
8.2 確定操作策略：操作順序和操作模塊 137
8.3 調(diào)節(jié)操作的實(shí)施 140
問(wèn)題11 回退到余熱排出系統(tǒng)工作條件的研究 142
第9章 堆芯熔化后的情況以及對(duì)密封性的影響 144
9.1 堆芯熔化，直到壓力容器熔穿的物理過(guò)程 144
9.2 壓力容器被熔穿后安全殼的失效模式 147
9.3 嚴(yán)重事故的處理和保護(hù)人群的措施 154
9.4 基于2級(jí)安全概率性研究的安全審查 155
9.5 小結(jié) 156
問(wèn)題12 對(duì)嚴(yán)重事故中安全殼穩(wěn)固性的研究 157
第10章 結(jié)論：控制壓水堆系統(tǒng)中事故工況的一些方法 159
10.1 對(duì)于復(fù)雜系統(tǒng)內(nèi)相互作用以及內(nèi)部反饋?zhàn)饔玫姆治?159
10.2 考慮安全的主要論題：功率的疏散 160
10.3 經(jīng)驗(yàn)反饋和周期性安全復(fù)查的重要性 162
10.4 經(jīng)驗(yàn)反饋的教訓(xùn)：事故的發(fā)生有技術(shù)、人為以及組織層面上的原因 163
10.5 對(duì)意外變故做好準(zhǔn)備 163
10.6 為管理重大事故以及放射性泄漏做準(zhǔn)備 164
10.7 將來(lái)設(shè)施設(shè)計(jì)的變化會(huì)納入這些教訓(xùn) 164
10.8 是否需要更多的安全？ 165
附錄A0 熱工水力學(xué)系統(tǒng)補(bǔ)充 166
附錄A1 確定性和概率性安全分析 177
附錄A2 切爾諾貝利與福島事故 186
附錄A3 核安全：人為與組織因素 196
附錄A4 EPR 壓水堆針對(duì)核安全設(shè)計(jì)的特殊性 204
附錄A5 零維模型介紹：反應(yīng)堆平衡方程及1300MWe壓水堆數(shù)據(jù) 213
主要物理量和縮略語(yǔ)匯編 226
主要參考文獻(xiàn) 230