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绪言1

第1章 安全文化4

1.1 安全文化的由来4

1.1.1 核电发展初期：重视设计的保守性和设备的可靠性，实施纵深防御原则4

1.1.2 三哩岛事故后：加强人机接口和考虑严重事故的预防和缓解4

1.1.3 切尔诺贝利事故后：倡导安全文化5

1.2 安全文化的定义、特性和实质5

1.2.1 安全文化的定义5

1.2.2 安全文化的特性6

1.2.3 安全文化的实质6

1.3 安全文化的组成6

1.3.1 对决策层的要求7

1.3.2 对管理层的要求8

1.3.3 个人的响应9

1.4 培育安全文化的良好实践10

1.4.1 应用安全文化理念的一些活动10

1.4.2 防止人因失误的措施11

1.5 安全文化的评价14

1.5.1 安全文化评价的基础14

1.5.2 安全文化评价的方法16

1.6 安全文化的指标17

复习题23

第2章 核安全法规24

2.1 核安全法规体系24

2.2 核安全法规规定的一些原则29

2.2.1 国家核安全局的主要职能29

2.2.2 核电厂安全许可证制度29

2.2.3 核安全监督32

2.2.4 核事故应急准备33

2.2.5 核电安全的总目标36

2.2.6 核动力厂设计的纵深防御概念36

2.2.7 核电厂运行安全要求38

2.2.8 国际核事件分级（INES）40

复习题43

第3章 核电厂事故分析的基本知识45

3.1 核电厂事故分析的作用45

3.2 核电厂事故分析的方法45

3.2.1 确定论安全分析45

3.2.2 概率论安全分析46

3.3 核电厂工况分类及设计基准事故49

3.4 验收准则52

3.5 事故分析的基本假设53

3.6 单一故障准则54

3.6.1 概述54

3.6.2 单一故障准则的使用范围54

3.6.3 单一故障准则的使用方法55

3.6.4 单一故障准则应用举例56

3.7 核电厂事故分析用的一些定义57

复习题59

第4章 设计基准事故60

4.1 失流事故60

4.1.1 概述及失流事故定义60

4.1.2 过程特征61

4.1.3 验收准则61

4.1.4 分析失流事故的重要意义61

4.1.5 停堆保护信号62

4.1.6 分析方法63

4.1.7 主要假设63

4.1.8 分析结果举例63

4.1.9 讨论71

4.2 二回路排热减少72

4.2.1 Ⅱ类工况概述72

4.2.2 主给水管道破裂事故76

4.3 失水事故81

4.3.1 概述81

4.3.2 大破口失水事故82

4.3.3 小破口失水事故91

4.4 蒸汽发生器传热管破裂事故101

4.4.1 事故概述101

4.4.2 FSAR分析方法102

4.4.3 FSAR分析结果103

4.4.4 放射性后果106

4.4.5 SGTR事故的现实分析107

4.5 冷却剂装量增加111

4.5.1 事故概述111

4.5.2 分析方法112

4.5.3 分析结果112

4.6 二回路排热增加115

4.6.1 给水温度下降115

4.6.2 给水流量增加117

4.6.3 蒸汽流量过增120

4.6.4 一台SG安全阀或释放阀误打开123

4.6.5 蒸汽管道破裂事故125

4.7 反应性引入事故133

4.7.1 失控提棒事故133

4.7.2 弹棒事故141

4.8 未能紧急停堆的预期瞬态146

4.8.1 事故概述146

4.8.2 分析方法146

4.8.3 分析结果147

复习题152

第5章 核电厂严重事故153

5.1 概述153

5.2 严重事故的初因事件153

5.3 严重事故的物理过程153

5.4 设计中对严重事故应做的考虑154

5.5 压水堆核电厂需要考虑典型的严重事故预防和缓解措施154

5.6 核电厂1级PSA的分析结果举例155

复习题159

索引160

参考文献162