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第1章 绪论1

1.1 核反应堆安全的概念1

1.2 核反应堆的安全特征2

1.2.1 堆芯特征2

1.2.2 实体屏障3

1.2.3 纵深防御5

1.2.4 反应堆安全设计原则6

1.3 核反应堆事故分类和安全分析的任务6

1.3.1 核反应堆运行工况和事故的分类6

1.3.2 安全分析的任务8

1.4 事故分析简介11

1.4.1 风险及事故分析方法11

1.4.2 LWR系统和FBR系统之间的安全差别12

第2章 固有安全性及安全设施14

2.1 钠冷快堆的固有安全性14

2.1.1 放射性包容边界14

2.1.2 冷却剂压力15

2.1.3 反应性系数15

2.1.4 缺点16

2.2 反应性控制16

2.3 反应堆保护系统18

2.3.1 保护系统的设计原则18

2.3.2 保护参数及其动作方式19

2.4 专设安全设施20

2.4.1 可居留系统20

2.4.2 事故余热排出系统21

2.4.3 安全壳系统23

2.4.4 反应堆容器超压保护及紧急卸压系统23

2.4.5 反应堆保护容器24

2.4.6 蒸汽发生器事故保护系统26

2.4.7 虹吸破坏装置27

第3章 有保护瞬态28

3.1 反应性引入事故29

3.1.1 反应堆启动事故30

3.1.2 额定功率下控制棒失控提升33

3.1.3 冷钠事故35

3.2 失流事故37

3.2.1 全厂断电事故37

3.2.2 一回路主泵卡轴事故39

3.2.3 一回路主管道断裂事故42

3.3 失热阱事故46

3.3.1 给水流量降低46

3.3.2 主蒸汽管道断裂50

第4章 无保护瞬态57

4.1 无保护超功率瞬态57

4.2 无保护失流59

第5章 局部事故63

5.1 钠泄漏及钠火63

5.1.1 钠火后果64

5.1.2 CEFR的钠火事故65

5.2 钠水反应事故73

5.3 堵流80

5.3.1 堵流的成因81

5.3.2 燃料组件堵流事故的监测及保护措施81

5.3.3 破损探测系统探测限的要求82

5.3.4 堵流的热工流体力学特性分析82

5.3.5 CEFR组件堵流的热工流体力学计算83

5.3.6 结论86

5.3.7 一盒组件瞬时全堵86

5.4 燃料操作事故87

5.4.1 高功率燃料组件误提到转运室87

5.4.2 在转运运输线上悬挂燃料组件的转运机构损坏87

5.4.3 提升机损坏88

5.4.4 换料时燃料组件落入堆内88

5.4.5 当燃料组件未彻底安放好或未从堆芯全部提出时旋塞转动88

5.4.6 乏燃料组件或新燃料组件尚未完全放在转换桶插座中时转换桶转动88

5.4.7 保存水池泄漏88

5.4.8 燃料组件落入清洗池中89

5.4.9 燃料组件落入保存水池中89

5.5 放射性气体释放事故90

5.5.1 反应堆一回路覆盖气体系统泄漏90

5.5.2 反应堆一次氩气衰变罐泄漏91

第6章 概率安全评价94

6.1 引言94

6.2 可靠性特征量94

6.2.1 工作时间94

6.2.2 可靠度95

6.2.3 失效率95

6.2.4 系统或部件的寿命特征96

6.3 框图法96

6.3.1 串联系统96

6.3.2 并联系统97

6.3.3 n取k系统98

6.4 故障树分析方法98

6.4.1 故障树的建造99

6.5 事件树分析方法100

6.6 核反应堆概率安全评价101

6.6.1 风险评价的基本方法102

6.6.2 PRA研究结果103

第7章 快堆事故回顾105

7.1 日本原型快堆文殊堆中的钠泄漏经验105

7.2 法国SPX的异常事件106

7.2.1 几重包容屏障同时打开106

7.2.2 钠泄漏入中间存储容器和外桶的空隙中107

参考文献109