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内容大纲
本书从核安全监管角度出发，对轻水堆核电厂设计基准事故中涉及的失水事故、预期瞬态、安全壳撞击、放射性扩散等模型与分析方法进行了详细介绍，对放射性评估、事故容错设计与分析、美国核管会许可证申请程序与控制等内容也有所涉及，具有较高的学术水平与价值。无论是对民用核电厂还是对军用核动力装置，本书都能够让科研工作者、设计人员和监管人员更好地掌握核安全监管中涉及的安全分析方法，从而指导科研、设计与监管，促进我国核安全监管和核安全分析水平提升，对下一代核动力系统事故容错设计与分析的相关研究也具有重要的参考价值。
本书可供核反应堆设计人员、核机构监管人员、高等院校教师及研究生等阅读、参考。 -
作者介绍
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目录
第1章 监管状况
1.1 简介
1.1.1 核监管机构的角色和历史
1.1.2 监管要求
1.2 设计基准瞬态和事故
1.3 确定性与“风险指引”法规
参考文献
第2章 安全例证
2.1 安全例证基础
2.1.1 安全例证的要素
2.1.2 安全例证随寿期的发展
2.1.3 安全例证策略与管理
2.2 核能安全例证
2.2.1 纵深防御
2.2.2 重要安全功能
2.3 支持核安全的工程组织
2.4 安全例证开发考虑
2.4.1 设计基准安全例证
2.4.2 超设计基准安全例证
2.5 核安全例证报告
2.5.1 国际原子能机构规定的安全分析报告的格式和内容
2.5.2 核安全例证的维护
2.6 安全例证的潜在限制
2.6.1 例证研究：“猎迷”侦察机空难
2.6.2 例证研究：福岛第一核电站事故
参考文献
第3章 设计基准事件特征
3.1 监管背景与期望
3.2 单一故障准则的考虑
3.2.1 故障类型和检测
3.2.2 区分能动故障和非能动故障
3.2.3 单一故障分析方法
3.3 设计基准事件、性能指标和接受准则的分类
3.3.1 高层级分类
3.3.2 重要安全功能相关的安全措施
3.4 设计基准事件定义
3.4.1 系统级故障模式
3.4.2 核电厂极限状态
3.4.3 初始工况
3.4.4 工程安全设施单一故障
3.5 常见轻水堆设计基准事件类别
3.6 小结
参考文献
第4章 分析要求和软件
4.1 分析要求
4.1.1 单一程序系统与集成程序系统
4.1.2 数值稳定解的考虑因素
4.2 两相流热工水力模型
4.3 两流体控制方程
4.3.1 质量守恒
4.3.2 能量守恒
4.3.3 动量守恒
4.4 模型封闭与界面现象的求解
4.4.1 机理模型
4.4.2 水平管和垂直管中的流型
4.5 漂移流模型
4.6 FLASH流体模型实例研究
4.6.1 FLASH控制方程
4.6.2 FLASH初始模型的模型封闭
4.7 小结
参考文献
第5章 验证与确认
5.1 引言
5.1.1 评估模型验证与确认要素
5.1.2 专用评估模型和现象识别与排序表的生成
5.1.3 迭代确认
5.1.4 失水事故的确认数据来源
5.1.5 确认矩阵
5.2 验证
5.2.1 程序正确性验证
5.2.2 带有数值处理方法的控制方程验证
5.3 根据试验测试数据进行确认
5.3.1 单项效应试验
5.3.2 整体效应试验
5.3.3 预测的偏差/不确定性
5.4 评估模型预测中不确定性分析的输入
参考文献
5.5 验证试验数据源的汇编
5.5.1 清单A：临界流动试验数据参考
5.5.2 清单B：水位膨胀试验参考
5.5.3 清单C：后临界热流密度传热试验参考
5.5.4 清单D：环路水封清除试验参考
5.5.5 清单E：水平管流动试验参考
5.5.6 清单F：冷管段冷凝试验参考
5.5.7 清单G：反向流动限制试验参考
5.5.8 清单H：下降段沸腾试验参考
5.5.9 清单I：LOFT试验参考
5.5.10 清单J：Semiscale试验参考
5.5.11 清单K：ROSA Ⅳ测试参考
第6章 相似和比例
6.1 引言
6.1.1 历史演变
6.1.2 电厂认证的合格数据
6.1.3 比例分析目标
6.1.4 通用比例方法
6.2 现象识别与排序表
6.2.1 评价标准和排序比例
6.2.2 现象识别与排序表框架
6.2.3 专家排序方法和现象识别与排序表结果
6.2.4 高排序现象
6.3 多级双向比例方法
6.3.1 时间比
6.3.2 利用特征时间比对过程进行排序
6.3.3 相似准则和比例开发
6.3.4 比例失真评价
6.4 反应堆冷却剂系统降压（失水事故喷放）
6.5 SPES 2和APEX非能动安全系统响应的比较
6.6 分数比例分析方法
6.6.1 原理
6.6.2 方法
6.6.3 分数比例分析和多级双向比例之间的关系
6.6.4 比例失真的评价
6.7 动态系统比例分析
6.7.1 定义和基本概念
6.7.2 单个动态过程的比例方法
6.7.3 测地线间隔作为比例失真的度量
6.7.4 动态系统比例失真分析的样本应用
6.7.5 动态系统比例的其他潜在应用
参考文献
第7章 确定性与最佳估算分析方法
7.1 评估模型再现
7.2 评估模型的不确定性
7.2.1 不确定性的来源
7.2.2 不确定性的统计表达
7.3 确定性方法
7.3.1 历史重要性
7.3.2 方法学特征
7.3.3 验证
7.4 最佳估算分析方法
7.4.1 历史意义
7.4.2 基于输入不确定性传递的方法
7.4.3 次序统计的数学基础
7.4.4 基于输出精度传递的方法
7.5 确定性与最佳估算加不确定性（BEPU）：安全分析中的应用现状
7.6 小结
参考文献
第8章 压水堆失水事故/非失水事故设计基准事件
8.1 压水堆简介
8.2 设计基准事故与预期瞬态
8.3 失水事故
8.3.1 大破口失水事故
8.3.2 小破口失水事故
8.3.3 中尺寸破口考虑
8.3.4 破口尺寸过渡考虑与确定
8.3.5 蒸汽发生器传热管破裂
8.4 预期瞬态与非失水事故
8.4.1 二回路排热增加
8.4.2 二次侧换热降低
8.4.3 反应堆冷却剂流量瞬态减少
8.4.4 一次侧冷却剂装量增加
8.4.5 全厂断电
参考文献
第9章 沸水堆失水事故/非失水事故设计基准事件
9.1 概述
9.2 沸水堆概念与历史总结
9.2.1 基本结构
9.2.2 历史回顾
9.2.3 喷射泵核电厂
9.2.4 内置泵核电厂
9.2.5 自然循环沸水堆核电厂
9.2.6 扩大现有核电厂的发电能力
9.2.7 扩展在役核电厂运行的灵活性
9.2.8 安全壳事项
9.3 失水事故
9.3.1 监管限制
9.3.2 可接受的分析方法
9.3.3 大破口失水事故
9.3.4 小破口失水事故
9.3.5 中尺寸破口考虑
9.4 非失水事故
9.4.1 事件分类、频率分级和运行限制
9.4.2 分析考虑
参考文献
第10章 轻水堆反应性瞬态与事故
10.1 引言
10.1.1 背景
10.1.2 后果
10.1.3 监管基础
10.1.4 规范性接受准则
10.2 事故序列描述
10.2.1 反应性引入事件概述
10.2.2 功率脉冲及特性
10.3 建模过程中需要解决的特殊现象
10.3.1 初始条件
10.3.2 反馈效应
10.3.3 燃料行为/性能
10.4 不同类型的轻水堆和燃料的特性/细节
10.4.1 压水堆
10.4.2 沸水堆
10.4.3 VVER反应堆
10.4.4 高燃耗燃料
10.4.5 MOX燃料
10.4.6 事故容错燃料
10.5 分析方法学
10.5.1 方法
10.5.2 预测性的计算机程序
10.5.3 重要积分参数和局部分布
10.6 分析方法的验证及确认
10.6.1 可用的单项效应试验数据库
10.6.2 现有的整体效应试验数据库
10.6.3 可用的核电厂数据库
10.7 基准题和对比分析
10.8 不确定性量化
10.9 设计、安全评估及许可申请
10.10 小结与结论
参考文献
第11章 轻水堆安全壳影响
11.1 安全壳的一般特性
11.1.1 通用设计标准
11.1.2 度量标准——安全壳系统压力、温度和长期冷却
11.2 安全壳设计和安全系统
11.2.1 压水堆
11.2.2 沸水堆
11.2.3 东欧VVER型压水堆
11.3 安全壳安全分析事项
11.3.1 初始事件
11.3.2 短期影响
11.3.3 长期影响
11.4 重要现象
11.4.1 临界流动
11.4.2 热量传递
11.4.3 冷凝：液滴、壁面/液膜和水池
11.4.4 液滴场
11.4.5 混合、自然循环、热羽、浮力
11.4.6 分层
11.4.7 氢的混合和浓度
11.4.8 pH值
11.4.9 泄漏
11.4.10 放射性同位素的输运
11.5 分析程序和方法
11.5.1 历史方法
11.5.2 先进方法
参考文献
第12章 放射性评估
12.1 引言
12.2 放射性评估术语的定义
12.2.1 源项
12.2.2 路径
12.2.3 X/Q
12.2.4 禁区边界
12.2.5 低密度人口区
12.2.6 剂量转换因子
12.2.7 最大假想事故
12.3 设计基准事件放射性评估范围
12.3.1 本章范围内的放射性评估
12.3.2 本章范围之外的放射性评估
12.4 核电厂应急规程和严重事故管理指南在放射性评估中的作用
12.5 源项
12.5.1 堆芯活性
12.5.2 主冷却剂活性
12.5.3 二次侧冷却剂活性（仅限压水堆）
12.5.4 包壳间隙活性
12.5.5 局部燃料熔化引起的活性
12.5.6 事故发生后一次和/或二次安全壳中的活性
12.5.7 事故发生后一次和/或二次安全壳释放的活性
12.5.8 事故发生后冷却剂中的活性
12.5.9 事故发生后主安全壳外过滤器的活性
12.5.10 储存或卸载乏燃料的活性
12.6 路径
12.6.1 主安全壳泄漏
12.6.2 主安全壳旁路
12.6.3 主蒸汽隔离阀泄漏
12.6.4 二次安全壳过滤排气
12.6.5 二次安全壳旁路
12.6.6 安全壳外的工程安全设施冷却剂泄漏
12.6.7 一回路至二回路泄漏
12.6.8 蒸汽发生器安全阀/释放阀排放
12.6.9 乏燃料池泄漏
12.7 放射性后果分析 总则
12.8 现场放射性后果分析
12.8.1 辐射剂量度量和剂量限值
12.8.2 控制室
12.8.3 技术支持中心
12.8.4 重要区域通道
12.9 厂外辐射后果分析
12.9.1 辐射剂量度量和剂量限值
12.9.2 建立禁区边界和低密度人口区
12.9.3 禁区边界和低密度人口区X/Q计算
12.9.4 关于简化假设的讨论
参考文献
第13章 事故容错设计与第四代/小型模块化反应堆分析
13.1 引言
13.2 小型模块化反应堆和第四代反应堆的辐射屏障
13.3 事故容错燃料
13.4 事故容错燃料包壳
13.5 应急堆芯冷却系统
13.6 事故容错反应堆和安全壳设计
13.7 事故容错系统分析
13.8 小结
参考文献
第14章 许可注意事项
14.1 美国核管会许可过程概览
14.1.1 基本许可原则
14.1.2 监管机构的义务、角色和责任
14.1.3 申请者或被许可方的义务、角色和责任
14.1.4 安全分析报告的主要内容
14.1.5 监管审查
14.2 设计基准包络的设计控制
14.2.1 概念设计、初步设计和最终设计过程
14.2.2 许可项目管理考虑
14.2.3 监管标准和指南
14.2.4 安全分析设计接口
参考文献
附录 术语解释
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