正版新书]轻水堆核电厂设计基准事故分析方法(美)罗伯特·P.马丁(

第1章 监管状态 1.1引言 1.1.1监管机构的角色与历史 1.1.2 监管要求 1.2设计基准瞬态与事故 1.3确定性与风险指引监管 参考文献 第2章 安全案例 2.1安全案例基础 2.1.1安全案例要素 2.1.2贯穿生命周期的安全案例开发 2.1.3安全案例策略与管理 2.2核能安全案例 2.2.1纵深防御 2.2.2关键安全功能 2.3工程组织支撑核安全 2.4安全案例开发考虑 2.4.1设计基准安全案例 2.4.2超设计基准安全案例 2.5核安全案例报告 2.5.1国际原子能机构安全分析报告格式和内容 2.5.2核安全案例维护 2.6安全案例潜在限制 2.6.1案例研究：“猎迷”飞机坠毁 2.6.2案例研究：福岛第一核电站事故 参考文献 第3章 设计基准事故特点 3.1监管背景和期望 3.2单一故障准则考虑 3.2.1故障类型及检测 3.2.2区分主动和被动故障 3.2.3单一故障分析方法 3.3设计基准事件分类，品质因数和接受准则 3.3.1高等级分类 3.3.2关键安全功能相关的安全衡量 3.4设计基准事件假想定义 3.4.1系统级故障模式 3.4.2极限设备状态 3.4.3初始条件 3.4.4专设安全设施单一故障 3.5普通轻水堆设计基准事件分类 3.6结论 参考文献 第4章 分析需求和软件 4.1分析要求 4.1.1 整体代码与集成代码系统 4.2两相流动热工水力模型 4.3两相流动控制方程 4.3.1 质量守恒 4.3.2 能量守恒 4.3.3 动量守恒 4.4模型封闭和求解界面现象 4.4.1 机理模型 4.4.2 水平管与竖直管流型 4.5漂移流模型 4.6闪蒸流体模型实例研究 4.6.1 闪蒸控制方程 4.6.2 闪蒸元模型闭合 4.7结论 第5章确认与验证 5.1引言 5.1.1验证与确认评价模型要素 5.1.2特定应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压水堆失水事故确认数据来源 5.1.5确认矩阵 5.2验证 5.2.1程序正确性验证 5.2.2数值问题控制方程验证 5.3根据试验测试数据确认 5.3.1分离效应测试 5.3.2整体效应测试 5.3.3偏差与不确定度的预测 5.4在评估模型预测中输入不确定度分析 第6章 相似与尺度 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尺度分析目标 6.1.4通用尺度分析方法 6.2现象识别与排序表 6.2.1评价标准和排序尺度 6.2.2 现象识别与排序框架 6.2.3专家排序方法和现象与排序表结果 6.2.4高排序现象 6.3分级两层尺度方法 6.3.1时间比 6.3.2使用特征时间比的过程排序 6.3.3相似准则和尺度比开发 6.3.4尺度失真评估 6.4反应堆冷却剂系统减压（失水事故喷放） 6.5 APEX与SPES-2非能动安全系统相应对比 6.6比例尺度分析方法 6.6.1理论 6.6.2方法 6.6.3 比例尺度分析与分级两层尺度的关系 6.6.4尺度失真评定 6.7动态系统尺度 6.7.1定义和基本概念 6.7.2单一动态过程尺度方法 6.7.3测地线间隔作为尺度失真的测量 6.7.4动态系统尺度失真分析应用实例 6.7.5动态系统尺度的其他潜在应用 参考文献 第7章 确定性和最佳估计分析方法 7.1评估模型重现 7.2评估模型中的不确定性 7.2.1不确定性来源 7.2.2不确定度的统计表示 7.3确定性方法 7.3.1历史意义 7.3.2方法特点 7.3.3验证 7.4最佳估计分析方法 7.4.1历史意义 7.4.2基于输入不确定性传播的方法 7.4.3次序统计数学基础 7.4.4基于输出准确度传播的方法 7.5确定性与最佳估计：安全分析现状 7.6结论 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设计基准事故和预期瞬态 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中破口尺寸考虑 8.3.4过渡破口尺寸考虑与识别 8.3.5蒸汽发生器传热管破裂 8.4预期瞬态和非失水事故 8.4.1二次侧排热增加 8.4.2二次侧传热减少 8.4.3反应堆冷却剂流量瞬态下降 8.4.4一回路冷却剂存量增加 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引言 9.2沸水堆概念与历史概述 9.2.1基本结构 9.2.2历史概述 9.2.3喷射泵装置 9.2.4内置泵装置 9.2.5自然循环装置 9.2.6扩展现有装置的能量产生容量 9.2.7扩展现有装置的操作灵活性 9.2.8安全壳因素 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 9.4非失水事故 9.4.1事件类别,频率分级和操作限制 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监管依据 10.1.4监管验收准则 10.2假想事故描述 10.2.1反应性插入事件概述 10.2.2功率脉冲与特性 10.3建模中要处理的特殊现象 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不同类型轻水反应堆和燃料的特性 10.4.1压水堆 10.4.2沸水堆 10.4.3 VVER 10.4.4高燃耗燃料 10.4.5 MOX燃料 10.4.6事故容错燃料（ATF） 10.5分析方法 10.5.1方法 10.5.2预测计算机代码 10.5.3重要的积分参数和局部分布 10.6验证与确认的分析方法 10.6.1分离效应测试的可用数据库 10.6.2整体效应测试的可用数据库 10.6.3装置数据的可用数据库 10.7基准与比较分析 10.8不确定性量化 10.9设计、安全评估和许可的申请 10.10总结与结论 参考文献 第11章 轻水反应堆安全壳撞击 11.1安全壳一般特性 11.1.1通用设计标准 11.1.2安全壳系统压力和温度、长期冷却的度量标准 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 VVER型东欧压水堆 11.3安全壳安全分析考虑 11.3.1始发事件 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 11.4.2传热 11.4.3冷凝液滴、壁膜和水池表面 11.4.4液滴场 11.4.5混合、自然循环、热羽流和浮力 11.4.6分层 11.4.7氢气混合浓缩 11.4.8酸碱度 11.4.9泄漏 11.4.10放射性同位素输运 11.5分析程序和方法 11.5.1历史方法 11.5.2先进方法 第12章 放射性评估 12.1引言 12.2放射性评估定义 12.2.1源项 12.2.2路径 12.2.3 χQ 12.2.4禁区边界 12.2.5低人口区 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本章范围内的辐射评估 12.3.2本章范围外的辐射评估 12.4电厂规程和严重事故管理导则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间隙活性 12.5.5局部燃料熔化产生的活性 12.5.6事故后一次侧和或二次侧安全壳内的包容活性 12.5.7事故后一次和或二次安全壳的相关活性 12.5.8事故后冷却剂活性 12.5.9事故后主安全壳外过滤器活性 12.5.10贮存或卸载乏燃料活性 12.6途径 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（MSIV）泄漏（仅限沸水反应堆） 12.6.4二次侧安全壳过滤排放 12.6.5二次侧安全壳旁路 12.6.6专设安全设施安全壳外冷却剂泄漏 12.6.7一次侧至二次侧泄漏（仅限压水堆） 12.6.8蒸汽发生器安全阀释放阀排放（仅限压水堆） 12.6.9乏燃料池排放（燃料处理事故） 12.7放射性后果分析-通用 12.8现场放射性后果分析 12.8.1辐射剂量测量和剂量限值 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非现场放射性后果分析 12.9.1辐射剂量测量和剂量限值 12.9.2划定禁区边界和低人口区 12.9.3 EAB和LPZχQ计算 12.9.4简化假设的讨论 参考文献 第13章 事故容错设计和相应分析-第四代反应堆小型模块化反应堆 13.1引言 13.2小型模块化和第四代反应堆放射性屏障事故容错燃料 13.3事故容错燃料 13.4事故容错燃料包壳 13.5堆芯应急冷却系统 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结论 致谢 参考文献 第14章 许可考虑 14.1美国核管会执照申请过程综述 14.1.1基本许可原则 14.1.2监管机构的义务、作用和责任 14.1.3申请人或许可的义务、作用和责任 14.1.4安全分析报告的主要内容 14.1.5监管审查 14.2设计基准包络与控制 14.2.1概念、初步和最终设计过程 14.2.2许可项目管理考虑 14.2.3监管标准和导则 14.2.4安全分析设计接口 参考文献 名词解释 索引