核电厂事故分析

第1章 绪论

1.1 核电发展的现状

1.2 发展核电的重要意义

1.3 核电发展的指导思想、方针和目标

1.4 核电厂安全性的特征

1.5 核电厂安全的总目标

1.6 我国核安全法规体系

1.7 核电厂安全许可证制度

1.8 核电厂有关安全的基本设计思想

第2章 事故分析的基本知识

2.1 核电厂事故分析的方法

2.2 一些术语的定义

2.2.1 压水堆核电厂的运行状态

2.2.2 安全功能

2.2.3 安全停堆

2.2.4 安全级设备

2.2.5 能动部件与非能动部件

2.2.6 能动故障与非能动故障

2.2.7 事故的短期阶段与长期阶段

2.3 单一故障准则

2.3.1 概述

2.3.2 单一故障准则的使用范围

2.3.3 单一故障准则的使用方法

2.4 核电厂运行事件的分类

2.5 验收准则

2.5.1 通用的验收准则

2.5.2 具体的验收准则

2.6 事故分析的基本假设

2.6.1 初始条件及各项参数

2.6.2 4项基本假设

2.7 压水堆核电厂设计基准事故谱

2.7.1 西屋三回路压水堆核电厂设计基准事故

2.7.2 apl000压水堆核电厂设计基准事故

2.8 核电厂事故分析的计算机程序

第3章 失流事故

3.1 概述及定义

3.2 失流事故过程特征

3.3 失流事故验收准则

3.4 分析失流事故的重要意义

3.5 停堆保护信号

3.6 分析方法及泵模型

3.7 泵模型

3.8 主要假设

3.9 秦山核电厂失流事故分析

3.10 ap1000核电厂失流事故分析

3.10.1 ap1000部分主泵停止运行

3.10.2 ap1000全部失流事故分析

3.10.3 ap1000反应堆冷却剂泵卡轴事故

第4章 二回路导出热量减少事故

4.1 概述

4.1.1 二回路导出热量减少事件的特征

4.1.2 涉及的预期运行瞬变及假想事故

4.1.3 验收准则

4.1.4 涉及的设备与系统

4.2 汽轮机停车

4.2.1 概述

4.2.2 分析方法

4.2.3 秦山核电厂分析结果

4.2.4 ap1000的汽轮机停机事故

4.3 主给水管道破裂

4.3.1 定义与过程描述

4.3.2 涉及的安全措施与安全设施

4.3.3.分析采用的主要假设

4.3.4 大亚湾核电厂分析结果

4.3.5 ap1000主给水管道破裂事故分析

第5章 反应堆冷却剂丧失事故

5.1 概述

5.1.1 定义

5.1.2 失水事故造成的危害

5.1.3 loca的验收准则

5.1.4 loca分析的历史情况

5.2 保守分析的大破口失水事故

5.2.1 保守分析中所定义的lbloca

5.2.2 典型的事故过程

5.2.3 有关lbloca的问题讨论

5.3 最大概率工况的lbloca分析计算

5.3.1 引言

5.3.2 最佳分析与保守分析主要假设的比较

5.3.3 瞬变过程

5.3.4 小结

5.4 apl000大破口失水事故分析

5.4.1 大破口失水事故瞬态分析

5.4.2 放射性后果

5.4.3 大破口失水事故分析方法和结果

5.5 小破口失水事故

5.5.1 概述

5.5.2 从质能平衡分析sbloca的降压过程

5.5.3 典型的sbloca过程现象

5.6 apl000小破口事故的瞬态分析

5.6.1 小破口失水事故瞬态描述

5.6.2 小破口失水事故分析的方法

5.6.3 小破口失水事故分析结果

5.7 蒸气发生器传热管破裂事故

5.7.1 概述

5.7.2 sgtr的分析方法及验收准则

5.7.3 典型的事故过程

5.7.4 操纵员的干预动作

5.7.5 秦山核电厂sgtr事故及其处置措施

5.8 ap1000蒸气发生器传热管破裂事故（sgtr）分析

5.8.1 sgtr事故简介

5.8.2 结果和影响分析

5.8.3 放射性后果

5.8.4 结论

第6章 主蒸气管道破裂事故

6.1 概述

6.2 二次系统导出热量增加的ⅱ类工况

6.3 有关的设施及讨论

6.4 两种情况下mslb的事故过程

6.4.1 有浓硼注入系统

6.4.2 无浓硼注入系统

6.5 一些影响因素的讨论

6.6 秦山核电厂主蒸气管道破裂事故分析

6.7 ap1000蒸气管道破裂事故

6.7.1 起因鉴定及事故描述

6.7.2 事故后果分析

6.7.3 分析结果

6.7.4 结论

6.7.5 放射性后果

第7章 弹棒事故

7.1 概述

7.1.1 起因

7.1.2 事故过程

7.1.3 防免及缓解措施

7.2 验收准则

7.3 大亚湾核电厂和秦山核电厂的分析结果

7.4 大亚湾核电厂弹棒事故分析的评审结论

7.5 ap1000控制棒组件弹出事故

7.5.1 事故起因及事故描述

7.5.2 分析方法和假设

7.5.3 分析结果

第8章 atws未能停堆的预期运行瞬变

8.1 概述

8.2 atws分析假设条件

8.3 秦山atws事故分析

8.3.1 lofw-atws

8.3.2 loop-atws

8.3.3 控制棒失控提升atws

8.3.4 一个稳压器卸压阀卡开atws

8.3.5 lofw-atws后失去全部给水的情况

8.3.6 失去主给水atws的处置措施

8.3.7 结论

第9章 严重事故

9.1 概述

9.2 严重事故的初因事件

9.3 严重事故的物理过程

9.4 严重事故的对策

9.5 严重事故研究的历史

附录a 三哩岛事故

a1 核电厂概况

a2 事故过程

a2.1 第一阶段汽轮机停车

a2.2 第二阶段冷却剂丧失

a2.3 第三阶段继续卸压

a2.4 第四阶段升温瞬变（2～6h）

a2.5 第五阶段持续卸压（7.5 ～13.5 h）

a2.6 第六阶段升压及最终建立稳定的冷却方式

a2.7 第七阶段排出氢气（1～8d）

a3事故的后果

附录b切尔诺贝利事故

b1 现场的应急行动

b2 事故发生的原因

b3 人员撤离

b4 放射性物质的释放和转移

b5 干预措施

b6 真实与谎言

附录c 福岛事故

c1 事件回顾

c2 氢气爆炸

c3 福岛事故的影响

参考文献

本书主要内容为核电厂设计基准事故分析的基本知识和典型事故的分析方法和案例，其中包括各个事故的过程特点，事故缓解手段和对操纵人员的要求等。在分析案例中，本书引入了二代和三代核电机组设计基准事故的分析，并进行了比较。本书是清华大学核能科学与工程专业研究生课程核电厂事故分析使用的教材，也可供从事核电工程的相关技术人员及高等院校核工程专业的师生参考。

是清华大学核能科学与工程专业研究生课程核电厂事故分析使用的教材，也可供从事核电工程的相关技术人员及高等院校核工程专业的师生参考。