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第1章 绪论1

1.1 核电发展的现状1

1.2 发展核电的重要意义4

1.3 核电发展的指导思想、方针和目标4

1.4 核电厂安全性的特征5

1.5 核电厂安全的总目标7

1.6 我国核安全法规体系8

1.7 核电厂安全许可证制度11

1.8 核电厂有关安全的基本设计思想13

第2章 事故分析的基本知识15

2.1 核电厂事故分析的方法15

2.2 一些术语的定义17

2.2.1 压水堆核电厂的运行状态17

2.2.2 安全功能17

2.2.3 安全停堆17

2.2.4 安全级设备18

2.2.5 能动部件与非能动部件18

2.2.6 能动故障与非能动故障18

2.2.7 事故的短期阶段与长期阶段19

2.3 单一故障准则19

2.3.1 概述19

2.3.2 单一故障准则的使用范围19

2.3.3 单一故障准则的使用方法20

2.4 核电厂运行事件的分类22

2.5 验收准则23

2.5.1 通用的验收准则23

2.5.2 具体的验收准则23

2.6 事故分析的基本假设24

2.6.1 初始条件及各项参数24

2.6.2 4项基本假设27

2.7 压水堆核电厂设计基准事故谱28

2.7.1 西屋三回路压水堆核电厂设计基准事故28

2.7.2 AP1000压水堆核电厂设计基准事故29

2.8 核电厂事故分析的计算机程序31

第3章 失流事故33

3.1 概述及定义33

3.2 失流事故过程特征34

3.3 失流事故验收准则34

3.4 分析失流事故的重要意义34

3.5 停堆保护信号35

3.6 分析方法及泵模型36

3.7 泵模型36

3.8 主要假设39

3.9 秦山核电厂失流事故分析40

3.10 AP1000核电厂失流事故分析45

3.10.1 AP1000部分主泵停止运行45

3.10.2 AP1000全部失流事故分析47

3.10.3 AP1000反应堆冷却剂泵卡轴事故49

第4章 二回路导出热量减少事故54

4.1 概述54

4.1.1 二回路导出热量减少事件的特征54

4.1.2 涉及的预期运行瞬变及假想事故54

4.1.3 验收准则55

4.1.4 涉及的设备与系统55

4.2 汽轮机停车56

4.2.1 概述56

4.2.2 分析方法56

4.2.3 秦山核电厂分析结果57

4.2.4 AP1000的汽轮机停机事故59

4.3 主给水管道破裂68

4.3.1 定义与过程描述68

4.3.2 涉及的安全措施与安全设施69

4.3.3 分析采用的主要假设69

4.3.4 大亚湾核电厂分析结果69

4.3.5 AP1000主给水管道破裂事故分析71

第5章 反应堆冷却剂丧失事故77

5.1 概述77

5.1.1 定义77

5.1.2 失水事故造成的危害77

5.1.3 LOCA的验收准则77

5.1.4 LOCA分析的历史情况78

5.2 保守分析的大破口失水事故78

5.2.1 保守分析中所定义的LBLOCA78

5.2.2 典型的事故过程79

5.2.3 有关LBLOCA的问题讨论81

5.3 最大概率工况的LBLOCA分析计算83

5.3.1 引言83

5.3.2 最佳分析与保守分析主要假设的比较83

5.3.3 瞬变过程84

5.3.4 小结85

5.4 AP1000大破口失水事故分析85

5.4.1 大破口失水事故瞬态分析86

5.4.2 放射性后果86

5.4.3 大破口失水事故分析方法和结果88

5.5 小破口失水事故92

5.5.1 概述92

5.5.2 从质能平衡分析SBLOCA的降压过程92

5.5.3 典型的SBLOCA过程现象93

5.6 AP1000小破口事故的瞬态分析94

5.6.1 小破口失水事故瞬态描述94

5.6.2 小破口失水事故分析的方法95

5.6.3 小破口失水事故分析结果96

5.7 蒸气发生器传热管破裂事故99

5.7.1 概述99

5.7.2 SGTR的分析方法及验收准则100

5.7.3 典型的事故过程100

5.7.4 操纵员的干预动作101

5.7.5 秦山核电厂SGTR事故及其处置措施101

5.8 AP1000蒸气发生器传热管破裂事故（SGTR）分析105

5.8.1 SGTR事故简介105

5.8.2 结果和影响分析107

5.8.3 放射性后果109

5.8.4 结论110

第6章 主蒸气管道破裂事故113

6.1 概述113

6.2 二次系统导出热量增加的Ⅱ类工况113

6.3 有关的设施及讨论114

6.4 两种情况下MSLB的事故过程115

6.4.1 有浓硼注入系统115

6.4.2 无浓硼注入系统116

6.5 一些影响因素的讨论116

6.6 秦山核电厂主蒸气管道破裂事故分析117

6.7 AP1000蒸气管道破裂事故119

6.7.1 起因鉴定及事故描述119

6.7.2 事故后果分析120

6.7.3 分析结果122

6.7.4 结论123

6.7.5 放射性后果125

第7章 弹棒事故128

7.1 概述128

7.1.1 起因128

7.1.2 事故过程128

7.1.3 防免及缓解措施128

7.2 验收准则129

7.3 大亚湾核电厂和秦山核电厂的分析结果130

7.4 大亚湾核电厂弹棒事故分析的评审结论131

7.5 AP1000控制棒组件弹出事故132

7.5.1 事故起因及事故描述132

7.5.2 分析方法和假设134

7.5.3 分析结果136

第8章 ATWS未能停堆的预期运行瞬变140

8.1 概述140

8.2 ATWS分析假设条件140

8.3 秦山ATWS事故分析141

8.3.1 LOFW-ATWS141

8.3.2 LOOP-ATWS142

8.3.3 控制棒失控提升ATWS142

8.3.4 一个稳压器卸压阀卡开ATWS143

8.3.5 LOFW-ATWS后失去全部给水的情况143

8.3.6 失去主给水ATWS的处置措施144

8.3.7 结论145

第9章 严重事故146

9.1 概述146

9.2 严重事故的初因事件146

9.3 严重事故的物理过程147

9.4 严重事故的对策147

9.5 严重事故研究的历史148

附录A 三哩岛事故149

A1 核电厂概况149

A2 事故过程150

A2.1 第一阶段汽轮机停车150

A2.2 第二阶段冷却剂丧失151

A2.3 第三阶段继续卸压153

A2.4 第四阶段升温瞬变（2～6h）154

A2.5 第五阶段持续卸压（7.5～13.5h）157

A2.6 第六阶段升压及最终建立稳定的冷却方式159

A2.7 第七阶段排出氢气（1～8d）160

A3 事故的后果160

附录B 切尔诺贝利事故162

B1 现场的应急行动162

B2 事故发生的原因163

B3 人员撤离164

B4 放射性物质的释放和转移165

B5 干预措施166

B6 真实与谎言167

附录C 福岛事故179

C1 事件回顾179

C2 氢气爆炸181

C3 福岛事故的影响182

参考文献185