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核反应堆安全分析
作  者:朱继洲主编
出 版 社: 出版年份:2004 年
ISBN:9787560518419 页数:401 页
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图书介绍:普通高等教育“十五”国家级规划教材 研究生教学用书:本书共12章,介绍了核反应堆安全的基本原则、核反应堆的安全系统,阐述核反应堆瞬态分析基础,严重事故过程、分析方法和事故处置与对策以及核安全评价中的工程安全评价技术等内容。
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图书封面及目录

核安全目标
安全的总目标
辅助目标
核反应堆的安全设计
纵深防御原则
多道屏障
安全设计的基本原则
核反应堆的安全运行与管理
核反应堆运行安全的管理
核安全文化
核安全法规及安全监督
国家核安全管理部门
核安全法规
核安全许可证制度
习题
参考文献
反应堆的安全性
反应堆的安全功能
反应性的控制
确保堆芯冷却
包容放射性产物
专设安全设施
设计原则
安全注射系统
安全壳系统
辅助给水系统
习题
参考文献
反应堆瞬态
动态方程的一般形式
点堆动态方程
点堆动态方程的使用说明
反应性反馈机理
温度效应
燃料温度系数αTfe
慢化剂温度系数αT
空泡系数αv
反应堆动力学模型
中子动力学模型
堆芯热传输模型
习题
参考文献
核反应堆运行工况与事故分类
确定论基本分析逻辑
设计基准事故(DBA)
分析基本假定
验收准则
反应性引入事故
反应性引入机理
超功率瞬变
弹棒事故分析
失流事故
流量瞬变
冷却剂温度瞬变
自然循环冷却
流量完全丧失典型事故分析
热阱丧失事故
温度瞬变
压力瞬变
典型事故分析
蒸汽发生器传热管破裂事故
事故过程
事故后果
蒸汽管道破裂事故
事故描述
结果与讨论
给水管道破裂事故
事故过程
事故后果
冷却剂丧失事故
简单容器喷放瞬态分析计算
大破口失水事故
小破口冷却剂丧失事故
未紧急停堆的预期瞬态(ATWS)
完全失去蒸汽发生器正常给水
完全失去外电源
稳压器卸压阀意外打开
习题
参考文献
严重事故过程和现象
堆芯熔化过程
堆芯加热
堆芯熔化
压力容器内的过程
碎片的重新定位
熔落燃料与冷却剂的相互作用和蒸汽爆炸
下封头损坏模型
自然循环
安全壳内过程
概述
安全壳早期失效
安全壳晚期失效
安全壳旁路
严重事故管理
基本概念
事故预防
事故缓解措施研究
核电厂核事故应急管理
核应急的定义
应急管理工作的方针
应急机构及职责
应急计划
应急计划区
应急状态的分级和特征
宣布各应急等级的目的和程序
三里岛事故
电厂概述
事故过程
事故的后果和堆芯损坏
切尔诺贝利事故
反应堆描述
事故过程
事故后处理
事故对环境的影响
事故原因与经验教训
习题
参考文献
概述
核电厂系统分析模型与程序
两相流动场方程
两相流模型的分类
RELAP4序列程序简介
RELAP5程序简介
严重事故计算分析
分析方法概述
源项计算程序简介
典型源项计算结果
习题
参考文献
核电厂安全性两种评价方法的比较
风险的定义
概率安全评价研究范围和实施程序
PSA分析的3个等级
PSA的实施程序
始发事件的确定与分组
确立始发事件清单
始发事件的分组及其定量化
安全功能、前沿系统和支持系统
事件树分析方法
事件树的建造
事件序列定量化
核电厂PSA结果的矩阵表示法
事件树模型化方法
大破口事件树
故障树分析法
概述
故障树中常用的符号
故障树的建造规则
故障树建造实例
故障树的定性分析
故障树的定量分析
事故序列分析
概述
事故序列中相关性处理
事故序列中系统成功的处理
事故序列的定量化
核电厂PSA分析结果
美国反应堆安全研究(RSS)
德国风险研究
NUREG一1150分析结果
PSA发展趋势及其应用
以风险度量为基础改进技术规格书
PSA在运行管理上的应用
PSA在新型反应堆设计上的应用
习题
参考文献
放射性衰变与辐射生物学效应
放射性衰变
电离辐射
辐射生物学效应
放射性物质的产生
裂变产物
锕系元素
活化产物
裂变产物的性能
事故情况下放射性物质的释放
放射性物质向主回路系统的释放
放射性物质向安全壳的释放
放射性物质在大气中的扩散
气载物在大气中的稀释扩散
大气扩散能力与气象条件的关系
放射性物质释出物的健康效应
放射性烟云的外照射
烟云地面沉积放射性的外照射
吸入空气中放射性造成的内照射
通过食物链造成的内照射
放射性辐射防护原则
辐射防护基本原则与保健限值
合理可行尽量低(ALARA)原则
习题
参考文献
压水堆发展现状
先进压水堆AP600
AP600发展历史
AP600的设计特点
AP600的安全特性
AP600的经济性
中国先进型压水堆CAP600
CAP600概述
CAP600的主要技术特点
固有安全堆简介
概述
过程固有极度安全的反应堆(PIUS)
安全整体式反应堆(SIR)
习题
参考文献
快中子增殖堆的发展概况与特点
快堆的发展与作用
快堆的特点
中国实验快堆
快中子增殖堆的安全特征
快堆的固有安全性
快中子增殖堆安全上的隐患
快中子增殖堆事故分析
事故分类
最大假想事故
快中子增殖堆对环境放射性影响评价
习题
参考文献
高温气冷反应堆的发展概况
早期钢壳HTGR原型电厂
预应力混凝土示范电厂
模块式高温气冷反应堆的发展
中国高温气冷反应堆的发展
HTR—10高温气冷实验堆的设计特点和安全特性
HTR—10基本设计特点
阻止放射性释放的屏障
HTR—10基本安全特性
HTR—10基本特性
始发事件分类
HTR—10设计基准事故和严重事故分析
事故分析程序
一回路失压事故
蒸汽发生器传热管破裂(即一回路进水事故)
一根控制棒在功率运行下失控提升
热气导管压力容器双端断裂
失去厂外电源未能紧急停堆ATWS
HTR—10对环境放射性影响评价
设计限制
正常运行工况下对环境的影响
事故对环境的影响
关键居民组、关键核素和关键途径
习题
参考文献
重水堆系统的设计特征
重水堆的安全特性
重水堆固有的安全特性
工程安全特性
事故响应的特点
失水事故
主回路小破口失水事故
主回路大破口失水事故
重水堆严重事故分析
严重事故序列
堆芯严重损坏序列
先进重水堆ACR简介
开发ACR的目标
ACR的设计特点
ACR的安全特性
习题
参考文献
   
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