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第1章 绪论 1

1.1 核电发展的现状 1

1.2 发展核电的重要意义 4

1.3 核电发展的指导思想、方针和目标 4

1.4 核电厂安全性的特征 5

1.5 核电厂安全的总目标 7

1.6 我国核安全法规体系 8

1.7 核电厂安全许可证制度 11

1.8 核电厂有关安全的基本设计思想 13

第2章 事故分析的基本知识 15

2.1 核电厂事故分析的方法 15

2.2 一些术语的定义 17

2.2.1 压水堆核电厂的运行状态 17

2.2.2 安全功能 17

2.2.3 安全停堆 17

2.2.4 安全级设备 18

2.2.5 能动部件与非能动部件 18

2.2.6 能动故障与非能动故障 18

2.2.7 事故的短期阶段与长期阶段 19

2.3 单一故障准则 19

2.3.1 概述 19

2.3.2 单一故障准则的使用范围 19

2.3.3 单一故障准则的使用方法 20

2.4 核电厂运行事件的分类 22

2.5 验收准则 23

2.5.1 通用的验收准则 23

2.5.2 具体的验收准则 23

2.6 事故分析的基本假设 24

2.6.1 初始条件及各项参数 24

2.6.2 4项基本假设 27

2.7 压水堆核电厂设计基准事故谱 28

2.7.1 西屋三回路压水堆核电厂设计基准事故 28

2.7.2 AP1000压水堆核电厂设计基准事故 29

2.8 核电厂事故分析的计算机程序 31

第3章 失流事故 33

3.1 概述及定义 33

3.2 失流事故过程特征 34

3.3 失流事故验收准则 34

3.4 分析失流事故的重要意义 34

3.5 停堆保护信号 35

3.6 分析方法及泵模型 36

3.7 泵模型 36

3.8 主要假设 39

3.9 秦山核电厂失流事故分析 40

3.10 AP1000核电厂失流事故分析 45

3.10.1 AP1000部分主泵停止运行 45

3.10.2 AP1000全部失流事故分析 47

3.10.3 AP1000反应堆冷却剂泵卡轴事故 49

第4章 二回路导出热量减少事故 54

4.1 概述 54

4.1.1 二回路导出热量减少事件的特征 54

4.1.2 涉及的预期运行瞬变及假想事故 54

4.1.3 验收准则 55

4.1.4 涉及的设备与系统 55

4.2 汽轮机停车 56

4.2.1 概述 56

4.2.2 分析方法 56

4.2.3 秦山核电厂分析结果 57

4.2.4 AP1000的汽轮机停机事故 59

4.3 主给水管道破裂 68

4.3.1 定义与过程描述 68

4.3.2 涉及的安全措施与安全设施 69

4.3.3 分析采用的主要假设 69

4.3.4 大亚湾核电厂分析结果 69

4.3.5 AP1000主给水管道破裂事故分析 71

第5章 反应堆冷却剂丧失事故 77

5.1 概述 77

5.1.1 定义 77

5.1.2 失水事故造成的危害 77

5.1.3 LOCA的验收准则 77

5.1.4 LOCA分析的历史情况 78

5.2 保守分析的大破口失水事故 78

5.2.1 保守分析中所定义的LBLOCA 78

5.2.2 典型的事故过程 79

5.2.3 有关LBLOCA的问题讨论 81

5.3 最大概率工况的LBLOCA分析计算 83

5.3.1 引言 83

5.3.2 最佳分析与保守分析主要假设的比较 83

5.3.3 瞬变过程 84

5.3.4 小结 85

5.4 AP1000大破口失水事故分析 85

5.4.1 大破口失水事故瞬态分析 86

5.4.2 放射性后果 86

5.4.3 大破口失水事故分析方法和结果 88

5.5 小破口失水事故 92

5.5.1 概述 92

5.5.2 从质能平衡分析SBLOCA的降压过程 92

5.5.3 典型的SBLOCA过程现象 93

5.6 AP1000小破口事故的瞬态分析 94

5.6.1 小破口失水事故瞬态描述 94

5.6.2 小破口失水事故分析的方法 95

5.6.3 小破口失水事故分析结果 96

5.7 蒸气发生器传热管破裂事故 99

5.7.1 概述 99

5.7.2 SGTR的分析方法及验收准则 100

5.7.3 典型的事故过程 100

5.7.4 操纵员的干预动作 101

5.7.5 秦山核电厂SGTR事故及其处置措施 101

5.8 AP1000蒸气发生器传热管破裂事故（SGTR）分析 105

5.8.1 SGTR事故简介 105

5.8.2 结果和影响分析 107

5.8.3 放射性后果 109

5.8.4 结论 110

第6章 主蒸气管道破裂事故 113

6.1 概述 113

6.2 二次系统导出热量增加的Ⅱ类工况 113

6.3 有关的设施及讨论 114

6.4 两种情况下MSLB的事故过程 115

6.4.1 有浓硼注入系统 115

6.4.2 无浓硼注入系统 116

6.5 一些影响因素的讨论 116

6.6 秦山核电厂主蒸气管道破裂事故分析 117

6.7 AP1000蒸气管道破裂事故 119

6.7.1 起因鉴定及事故描述 119

6.7.2 事故后果分析 120

6.7.3 分析结果 122

6.7.4 结论 123

6.7.5 放射性后果 125

第7章 弹棒事故 128

7.1 概述 128

7.1.1 起因 128

7.1.2 事故过程 128

7.1.3 防免及缓解措施 128

7.2 验收准则 129

7.3 大亚湾核电厂和秦山核电厂的分析结果 130

7.4 大亚湾核电厂弹棒事故分析的评审结论 131

7.5 AP1000控制棒组件弹出事故 132

7.5.1 事故起因及事故描述 132

7.5.2 分析方法和假设 134

7.5.3 分析结果 136

第8章 ATWS未能停堆的预期运行瞬变 140

8.1 概述 140

8.2 ATWS分析假设条件 140

8.3 秦山ATWS事故分析 141

8.3.1 LOFW-ATWS 141

8.3.2 LOOP-ATWS 142

8.3.3 控制棒失控提升ATWS 142

8.3.4 一个稳压器卸压阀卡开ATWS 143

8.3.5 LOFW-ATWS后失去全部给水的情况 143

8.3.6 失去主给水ATWS的处置措施 144

8.3.7 结论 145

第9章 严重事故 146

9.1 概述 146

9.2 严重事故的初因事件 146

9.3 严重事故的物理过程 147

9.4 严重事故的对策 147

9.5 严重事故研究的历史 148

附录A 三哩岛事故 149

A1 核电厂概况 149

A2 事故过程 150

A2.1 第一阶段汽轮机停车 150

A2.2 第二阶段冷却剂丧失 151

A2.3 第三阶段继续卸压 153

A2.4 第四阶段升温瞬变（2～6h） 154

A2.5 第五阶段持续卸压（7.5～13.5h） 157

A2.6 第六阶段升压及最终建立稳定的冷却方式 159

A2.7 第七阶段排出氢气（1～8d） 160

A3 事故的后果 160

附录B 切尔诺贝利事故 162

B1 现场的应急行动 162

B2 事故发生的原因 163

B3 人员撤离 164

B4 放射性物质的释放和转移 165

B5 干预措施 166

B6 真实与谎言 167

附录C 福岛事故 179

C1 事件回顾 179

C2 氢气爆炸 181

C3 福岛事故的影响 182

参考文献 185