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反應堆安全分析及事故的處置(參考堆型1300MWe)/原子工程叢書

  • 作者:(法)布魯諾·塔黑德|譯者:王彪//張純禹
  • 出版社:科學
  • ISBN:9787030569868
  • 出版日期:2018/06/01
  • 裝幀:平裝
  • 頁數:232
人民幣:RMB 89 元      售價:NT$ 400.5
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內容大鋼
    布魯諾·塔黑德著的《反應堆安全分析及事故的處置(參考堆型1300MWe)/原子工程叢書》圍繞壓水堆的安全,重點介紹了多種事故的物理機理、演化過程及應對措施。全書共有10章,涉及反應性增加事故、蒸汽管道破裂事故、一迴路破口失水事故、供給系統完全喪失事故和蒸汽發生器管道破裂事故,以三里島事故和福島事故為例,詳細介紹了事故產生的原因和演化過程。本書還重點介紹了各類事故的控制和處理方法,並單獨介紹了堆芯熔化后的情況以及對密封性的影響。書中還列出了針對壓水堆安全性的具體設計,並對點堆及相關的平衡方程和數據進行了介紹。
    本書可供從事核工程研究和教學、反應堆設計、核電站運營和生產的科技人員及本科生、研究生參考。

作者介紹
(法)布魯諾·塔黑德|譯者:王彪//張純禹

目錄
譯者序
原子工程叢書簡介
第1章  物理和安全性:事故類型的簡介
  1.1 三道屏障的風險,安全功能的基本概念
  1.2 影響安全性能的事故:控制反應性
  1.3 影響安全功能「功率導出」事故
  1.4 影響安全功能的事故:密閉性,由第三道屏障保障
  1.5 支持系統:RRI/SEC流體系統和一些電力支持
  1.6 事故中安全功能的管理總結
  1.7 章末習題
  問題1 蒸汽發生器完全失水事故研究(H2)
第2章  中子吸收劑減少引起的反應性增加事故
  2.1 綜述
  2.2 控制棒提出事故
  2.3 一迴路流體的硼稀釋事故
  問題2 彈棒事故的研究
  問題3 人員操作與設備操作均失靈下的均勻稀釋
第3章  蒸汽管道破裂事故(RTV)
  3.1 概述
  3.2 蒸汽管道破裂的瞬態描述
  3.3 主要參數的敏感性研究
  問題4 RTV的系統研究
第4章  一迴路破口失水事故(APRP)
  4.1 APRP概要
  4.2 中破口
  4.3 大破口
  4.4 在停堆狀態下的特殊破口工況
  問題5 中破口研究
  問題6 RRA在PTB RRA中喪失的概率研究
第5章  冷卻劑供給系統完全喪失事故:福島事故類型
  5.1 全廠供電完全喪失
  5.2 冷源完全喪失
  5.3 冷源和供電完全喪失情況綜合
  5.4 小結
  問題7 輔助變壓器失效的事故研究
  問題8 供電完全喪失,自然循環和H3操作
第6章  蒸汽發生器管道破裂(RTGV/SGTR)
  6.1 事故概況
  6.2 世界範圍內事故經歷反饋及法國的事故經驗
  6.3 RTGV瞬態事故過程描述
  6.4 事故主要參數的敏感性研究
  問題9 RTGV事故的短期操作研究——對RIS系統的管理
第7章  三里島核事故
  7.1 三里島核電站機組的簡介
  7.2 事故回顧:主要事件和操作
  7.3 後續的結果分析
  7.4 TMI2事故的主要經驗教訓(事故后的管理方面)
  7.5 人為與組織因素
  問題10 TMI2事故分析,直到堆芯裸露
第8章  通過狀態研究法(APE)進行的事故后調節

  8.1 設備物理狀態的表徵(狀態診斷)
  8.2 確定操作策略:操作順序和操作模塊
  8.3 調節操作的實施
  問題11 回退到餘熱排出系統工作條件的研究
第9章  堆芯熔化后的情況以及對密封性的影響
  9.1 堆芯熔化,直到壓力容器熔穿的物理過程
  9.2 壓力容器被熔穿后安全殼的失效模式
  9.3 嚴重事故的處理和保護人群的措施
  9.4 基於2級安全概率性研究的安全審查
  9.5 小結
  問題12 對嚴重事故中安全殼穩固性的研究
第10章  結論:控制壓水堆系統中事故工況的一些方法
  10.1 對於複雜系統內相互作用以及內部反饋作用的分析
  10.2 考慮安全的主要論題:功率的疏散
  10.3 經驗反饋和周期性安全複查的重要性
  10.4 經驗反饋的教訓:事故的發生有技術、人為以及組織層面上的原因
  10.5 對意外變故做好準備
  10.6 為管理重大事故以及放射性泄漏做準備
  10.7 將來設施設計的變化會納入這些教訓
  10.8 是否需要更多的安全?
附錄A0 熱工水力學系統補充
附錄A1 確定性和概率性安全分析
附錄A2 切爾諾貝利與福島事故
附錄A3 核安全:人為與組織因素
附錄A4 EPR壓水堆針對核安全設計的特殊性
附錄A5 零維模型介紹:反應堆平衡方程及1300MWe壓水堆數據
主要物理量和縮略語彙編
主要參考文獻

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