核电厂核安全

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绪言第1章　安全文化1.1　安全文化的由来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1.1.3　切尔诺贝利事故后：倡导安全文化1.2　安全文化的定义、特性和实质1.2.1　安全文化的定义1.2.2　安全文化的特性1.2.3　安全文化的实质1.3　安全文化的组成1.3.1　对决策层的要求1.3.2　对管理层的要求1.3.3　个人的响应1.4　培育安全文化的良好实践1.4.1　应用安全文化理念的一些活动1.4.2　防止人因失误的措施1.5　安全文化的评价1.5.1　安全文化评价的基础1.5.2　安全文化评价的方法1.6　安全文化的指标复习题第2章　核安全法规2.1　核安全法规体系2.2　核安全法规规定的一些原则2.2.1　国家核安全局的主要职能2.2.2　核电厂安全许可证制度2.2.3　核安全监督2.2.4　核事故应急准备2.2.5　核电安全的总目标2.2.6　核动力厂设计的纵深防御概念2.2.7　核电厂运行安全要求2.2.8　国际核事件分级（INES）复习题第3章　核电厂事故分析的基本知识3.1　核电厂事故分析的作用3.2　核电厂事故分析的方法3.2.1　确定论安全分析3.2.2　概率论安全分析3.3　核电厂工况分类及设计基准事故3.4　验收准则3.5　事故分析的基本假设3.6　单一故障准则3.6.1　概述3.6.2　单一故障准则的使用范围3.6.3　单一故障准则的使用方法3.6.4　单一故障准则应用举例3.7　核电厂事故分析用的一些定义复习题第4章　设计基准事故4.1　失流事故4.1.1　概述及失流事故定义4.1.2　过程特征4.1.3　验收准则4.1.4　分析失流事故的重要意义4.1.5　停堆保护信号4.1.6　分析方法4.1.7　主要假设4.1.8　分析结果举例4.1.9　讨论4.2　二回路排热减少4.2.1　Ⅱ类工况概述4.2.2　主给水管道破裂事故4.3　失水事故4.3.1　概述4.3.2　大破口失水事故4.3.3　小破口失水事故4.4　蒸汽发生器传热管破裂事故4.4.1　事故概述4.4.2　FSAR分析方法4.4.3　FSAR分析结果4.4.4　放射性后果4.4.5　SGTR事故的现实分析4.5　冷却剂装量增加4.5.1　事故概述4.5.2　分析方法4.5.3　分析结果4.6　二回路排热增加4.6.1　给水温度下降4.6.2　给水流量增加4.6.3　蒸汽流量过增4.6.4　一台SG安全阀或释放阀误打开4.6.5　蒸汽管道破裂事故4.7　反应性引入事故4.7.1　失控提棒事故4.7.2　弹棒事故4.8　未能紧急停堆的预期瞬态4.8.1　事故概述4.8.2　分析方法4.8.3　分析结果复习题第5章　核电厂严重事故5.1　概述5.2　严重事故的初因事件5.3　严重事故的物理过程5.4　设计中对严重事故应做的考虑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5.6　核电厂1级PSA的分析结果举例复习题索引参考文献

编辑推荐

　　《压水堆核电厂操纵人员基础理论培训系列教材：核电厂核安全》通过这门课程的学习，使初期参加压水堆核电厂运行人员培训的学员，对核安全的基本知识有较好的了解，对学员学习其他课程及正式进行核电厂系统培训将有所帮助。本教材内容以基础知识、基本概念和基本原理为主，提供了《压水堆核电厂操纵人员基础理论培训系列教材：核电厂核安全》标准（EJ／T 10432004）附录中要求的有关内容。教材除供操纵人员培训外，也可供核电厂相关人员参考。 全书共分五章，第1章安全文化，介绍了安全文化的渊源、内涵，以及从实践角度在核电厂体制及职工优秀品质与行为方面的建设；第2章核安全法规，包括我国的核安全法规体系及由核安全法规确定的核安全原则；第3至5章为核电厂事故分析，其中第3章介绍核电厂事故分析的基本知识；第4章介绍设计基准事故，重点是各种设计基准事故的过程特点、缓解设备和对操纵员的要求；第5章介绍核电厂严重事故，使学员对核电厂严重事故有一个简要的了解。

作者简介

俞尔俊、李吉根编著的《核电厂核安全》的主要内容包括核安全文化

、核安全法规和核电厂事故分析，其中事故分析部分详细介绍了事故

分析的基本知识，各种设计基准事故的过程特点，缓解设备及对操纵人员

的要求，并列举了核电厂事故实

例，最后简要介绍了核电厂严重事故。

    《核电厂核安全》是压水堆核电厂操纵人员基础理论培训系列教材之

一，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。

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