《核電廠核安全》是2010年原子能出版社出版的圖書，作者是俞爾俊、李吉根.。
基本介紹
- 書名：核電廠核安全
- 作者：俞爾俊、李吉根
- ISBN：9787502249984
- 頁數：162
- 定價：48.00元
- 出版社：原子能出版社
- 出版時間：2010-12
內容簡介,目錄,
內容簡介
俞爾俊、李吉根編著的《核電廠核安全》的主要內容包括核安全文、核安全法規和核電廠事故分析，其中事故分析部分詳細介紹了事分析的基本知識，各種設計基準事故的過程特點，緩解設備及對操縱人的要求，並列舉了核電廠事故例，最後簡要介紹了核電廠嚴重事故。
《核電廠核安全》是壓水堆核電廠操縱人員基礎理論培訓系列教材一，也可供從事核電工程的相關技術人員高等院校核工程專業的師生參考。
《核電廠核安全》是壓水堆核電廠操縱人員基礎理論培訓系列教材一，也可供從事核電工程的相關技術人員高等院校核工程專業的師生參考。
目錄
緒言
第1章 安全文化
1.1 安全文化的由來
1.1.1 核電發展初期：重視設計的保守性和設備的可靠性，實施縱深防禦原則
1.1.2 三哩島事故後：加強人機接口和考慮嚴重事故的預防和緩解
1.1.3 車諾比事故後：倡導安全文化
1.2 安全文化的定義、特性和實質
1.2.1 安全文化的定義
1.2.2 安全文化的特性
1.2.3 安全文化的實質
1.3 安全文化的組成
1.3.1 對決策層的要求
1.3.2 對管理層的要求
1.3.3 個人的回響
1.4 培育安全文化的良好實踐
1.4.1 套用安全文化理念的一些活動
1.4.2 防止人因失誤的措施
1.5 安全文化的評價
1.5.1 安全文化評價的基礎
1.5.2 安全文化評價的方法
1.6 安全文化的指標
複習題
第2章 核安全法規
2.1 核安全法規體系
2.2 核安全法規規定的一些原則
2.2.1 國家核安全局的主要職能
2.2.2 核電廠安全許可證制度
2.2.3 核安全監督
2.2.4 核事故應急準備
2.2.5 核電安全的總目標
2.2.6 核動力廠設計的縱深防禦概念
2.2.7 核電廠運行安全要求
2.2.8 國際核事件分級（INES）
複習題
第3章 核電廠事故分析的基本知識
3.1 核電廠事故分析的作用
3.2 核電廠事故分析的方法
3.2.1 確定論安全分析
3.2.2 機率論安全分析
3.3 核電廠工況分類及設計基準事故
3.4 驗收準則
3.5 事故分析的基本假設
3.6 單一故障準則
3.6.1 概述
3.6.2 單一故障準則的使用範圍
3.6.3 單一故障準則的使用方法
3.6.4 單一故障準則套用舉例
3.7 核電廠事故分析用的一些定義
複習題
第4章 設計基準事故
4.1 失流事故
4.1.1 概述及失流事故定義
4.1.2 過程特徵
4.1.3 驗收準則
4.1.4 分析失流事故的重要意義
4.1.5 停堆保護信號
4.1.6 分析方法
4.1.7 主要假設
4.1.8 分析結果舉例
4.1.9 討論
4.2 二迴路排熱減少
4.2.1 Ⅱ類工況概述
4.2.2 主給水管道破裂事故
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 蒸汽發生器傳熱管破裂事故
4.4.1 事故概述
4.4.2 FSAR分析方法
4.4.3 FSAR分析結果
4.4.4 放射性後果
4.4.5 SGTR事故的現實分析
4.5 冷卻劑裝量增加
4.5.1 事故概述
4.5.2 分析方法
4.5.3 分析結果
4.6 二迴路排熱增加
4.6.1 給水溫度下降
4.6.2 給水流量增加
4.6.3 蒸汽流量過增
4.6.4 一台SG安全閥或釋放閥誤打開
4.6.5 蒸汽管道破裂事故
4.7 反應性引入事故
4.7.1 失控提棒事故
4.7.2 彈棒事故
4.8 未能緊急停堆的預期瞬態
4.8.1 事故概述
4.8.2 分析方法
4.8.3 分析結果
複習題
第5章 核電廠嚴重事故
5.1 概述
5.2 嚴重事故的初因事件
5.3 嚴重事故的物理過程
5.4 設計中對嚴重事故應做的考慮
5.5 壓水堆核電廠需要考慮典型的嚴重事故預防和緩解措施
5.6 核電廠1級PSA的分析結果舉例
複習題
索引
參考文獻
第1章 安全文化
1.1 安全文化的由來
1.1.1 核電發展初期：重視設計的保守性和設備的可靠性，實施縱深防禦原則
1.1.2 三哩島事故後：加強人機接口和考慮嚴重事故的預防和緩解
1.1.3 車諾比事故後：倡導安全文化
1.2 安全文化的定義、特性和實質
1.2.1 安全文化的定義
1.2.2 安全文化的特性
1.2.3 安全文化的實質
1.3 安全文化的組成
1.3.1 對決策層的要求
1.3.2 對管理層的要求
1.3.3 個人的回響
1.4 培育安全文化的良好實踐
1.4.1 套用安全文化理念的一些活動
1.4.2 防止人因失誤的措施
1.5 安全文化的評價
1.5.1 安全文化評價的基礎
1.5.2 安全文化評價的方法
1.6 安全文化的指標
複習題
第2章 核安全法規
2.1 核安全法規體系
2.2 核安全法規規定的一些原則
2.2.1 國家核安全局的主要職能
2.2.2 核電廠安全許可證制度
2.2.3 核安全監督
2.2.4 核事故應急準備
2.2.5 核電安全的總目標
2.2.6 核動力廠設計的縱深防禦概念
2.2.7 核電廠運行安全要求
2.2.8 國際核事件分級（INES）
複習題
第3章 核電廠事故分析的基本知識
3.1 核電廠事故分析的作用
3.2 核電廠事故分析的方法
3.2.1 確定論安全分析
3.2.2 機率論安全分析
3.3 核電廠工況分類及設計基準事故
3.4 驗收準則
3.5 事故分析的基本假設
3.6 單一故障準則
3.6.1 概述
3.6.2 單一故障準則的使用範圍
3.6.3 單一故障準則的使用方法
3.6.4 單一故障準則套用舉例
3.7 核電廠事故分析用的一些定義
複習題
第4章 設計基準事故
4.1 失流事故
4.1.1 概述及失流事故定義
4.1.2 過程特徵
4.1.3 驗收準則
4.1.4 分析失流事故的重要意義
4.1.5 停堆保護信號
4.1.6 分析方法
4.1.7 主要假設
4.1.8 分析結果舉例
4.1.9 討論
4.2 二迴路排熱減少
4.2.1 Ⅱ類工況概述
4.2.2 主給水管道破裂事故
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 蒸汽發生器傳熱管破裂事故
4.4.1 事故概述
4.4.2 FSAR分析方法
4.4.3 FSAR分析結果
4.4.4 放射性後果
4.4.5 SGTR事故的現實分析
4.5 冷卻劑裝量增加
4.5.1 事故概述
4.5.2 分析方法
4.5.3 分析結果
4.6 二迴路排熱增加
4.6.1 給水溫度下降
4.6.2 給水流量增加
4.6.3 蒸汽流量過增
4.6.4 一台SG安全閥或釋放閥誤打開
4.6.5 蒸汽管道破裂事故
4.7 反應性引入事故
4.7.1 失控提棒事故
4.7.2 彈棒事故
4.8 未能緊急停堆的預期瞬態
4.8.1 事故概述
4.8.2 分析方法
4.8.3 分析結果
複習題
第5章 核電廠嚴重事故
5.1 概述
5.2 嚴重事故的初因事件
5.3 嚴重事故的物理過程
5.4 設計中對嚴重事故應做的考慮
5.5 壓水堆核電廠需要考慮典型的嚴重事故預防和緩解措施
5.6 核電廠1級PSA的分析結果舉例
複習題
索引
參考文獻
