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輕水堆核電廠設計基準事故分析方法(精)/核能科學與工程系列譯叢

  • 作者：編者:(美)羅伯特·P.馬丁//切薩雷·弗里波利|責編:于航|譯者:楊志達//周傑
  • 出版社：國防工業
  • ISBN：9787118134483
  • 出版日期：2025/06/01
  • 裝幀：精裝
  • 頁數：467
人民幣：RMB 218 元      售價：元
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內容大鋼
    本書從核安全監管角度出發，對輕水堆核電廠設計基準事故中涉及的失水事故、預期瞬態、安全殼撞擊、放射性擴散等模型與分析方法進行了詳細介紹，對放射性評估、事故容錯設計與分析、美國核管會許可證申請程序與控制等內容也有所涉及，具有較高的學術水平與價值。無論是對民用核電廠還是對軍用核動力裝置，本書都能夠讓科研工作者、設計人員和監管人員更好地掌握核安全監管中涉及的安全分析方法，從而指導科研、設計與監管，促進我國核安全監管和核安全分析水平提升，對下一代核動力系統事故容錯設計與分析的相關研究也具有重要的參考價值。
    本書可供核反應堆設計人員、核機構監管人員、高等院校教師及研究生等閱讀、參考。
作者介紹
編者:(美)羅伯特·P.馬丁//切薩雷·弗里波利|責編:于航|譯者:楊志達//周傑
目錄
第1章  監管狀況
  1.1  簡介
    1.1.1  核監管機構的角色和歷史
    1.1.2  監管要求
  1.2  設計基準瞬態和事故
  1.3  確定性與「風險指引」法規
  參考文獻
第2章  安全例證
  2.1  安全例證基礎
    2.1.1  安全例證的要素
    2.1.2  安全例證隨壽期的發展
    2.1.3  安全例證策略與管理
  2.2  核能安全例證
    2.2.1  縱深防禦
    2.2.2  重要安全功能
  2.3  支持核安全的工程組織
  2.4  安全例證開發考慮
    2.4.1  設計基準安全例證
    2.4.2  超設計基準安全例證
  2.5  核安全例證報告
    2.5.1  國際原子能機構規定的安全分析報告的格式和內容
    2.5.2  核安全例證的維護
  2.6  安全例證的潛在限制
    2.6.1  例證研究：「獵迷」偵察機空難
    2.6.2  例證研究：福島第一核電站事故
  參考文獻
第3章  設計基準事件特徵
  3.1  監管背景與期望
  3.2  單一故障準則的考慮
    3.2.1  故障類型和檢測
    3.2.2  區分能動故障和非能動故障
    3.2.3  單一故障分析方法
  3.3  設計基準事件、性能指標和接受準則的分類
    3.3.1  高層級分類
    3.3.2  重要安全功能相關的安全措施
  3.4  設計基準事件定義
    3.4.1  系統級故障模式
    3.4.2  核電廠極限狀態
    3.4.3  初始工況
    3.4.4  工程安全設施單一故障
  3.5  常見輕水堆設計基準事件類別
  3.6  小結
  參考文獻
第4章  分析要求和軟體
  4.1  分析要求
    4.1.1  單一程序系統與集成程序系統
    4.1.2  數值穩定解的考慮因素
  4.2  兩相流熱工水力模型
  4.3  兩流體控制方程
    4.3.1  質量守恆

    4.3.2  能量守恆
    4.3.3  動量守恆
  4.4  模型封閉與界面現象的求解
    4.4.1  機理模型
    4.4.2  水平管和垂直管中的流型
  4.5  漂移流模型
  4.6  FLASH流體模型實例研究
    4.6.1  FLASH控制方程
    4.6.2  FLASH初始模型的模型封閉
  4.7  小結
  參考文獻
第5章  驗證與確認
  5.1  引言
    5.1.1  評估模型驗證與確認要素
    5.1.2  專用評估模型和現象識別與排序表的生成
    5.1.3  迭代確認
    5.1.4  失水事故的確認數據來源
    5.1.5  確認矩陣
  5.2  驗證
    5.2.1  程序正確性驗證
    5.2.2  帶有數值處理方法的控制方程驗證
  5.3  根據試驗測試數據進行確認
    5.3.1  單項效應試驗
    5.3.2  整體效應試驗
    5.3.3  預測的偏差/不確定性
  5.4  評估模型預測中不確定性分析的輸入
  參考文獻
  5.5  驗證試驗數據源的彙編
    5.5.1  清單A：臨界流動試驗數據參考
    5.5.2  清單B：水位膨脹試驗參考
    5.5.3  清單C：后臨界熱流密度傳熱試驗參考
    5.5.4  清單D：環路水封清除試驗參考
    5.5.5  清單E：水平管流動試驗參考
    5.5.6  清單F：冷管段冷凝試驗參考
    5.5.7  清單G：反向流動限制試驗參考
    5.5.8  清單H：下降段沸騰試驗參考
    5.5.9  清單I：LOFT試驗參考
    5.5.10  清單J：Semiscale試驗參考
    5.5.11  清單K：ROSA   Ⅳ測試參考
第6章  相似和比例
  6.1  引言
    6.1.1  歷史演變
    6.1.2  電廠認證的合格數據
    6.1.3  比例分析目標
    6.1.4  通用比例方法
  6.2  現象識別與排序表
    6.2.1  評價標準和排序比例
    6.2.2  現象識別與排序表框架
    6.2.3  專家排序方法和現象識別與排序表結果
    6.2.4  高排序現象

  6.3  多級雙向比例方法
    6.3.1  時間比
    6.3.2  利用特徵時間比對過程進行排序
    6.3.3  相似準則和比例開發
    6.3.4  比例失真評價
  6.4  反應堆冷卻劑系統降壓（失水事故噴放）
  6.5  SPES   2和APEX非能動安全系統響應的比較
  6.6  分數比例分析方法
    6.6.1  原理
    6.6.2  方法
    6.6.3  分數比例分析和多級雙向比例之間的關係
    6.6.4  比例失真的評價
  6.7  動態系統比例分析
    6.7.1  定義和基本概念
    6.7.2  單個動態過程的比例方法
    6.7.3  測地線間隔作為比例失真的度量
    6.7.4  動態系統比例失真分析的樣本應用
    6.7.5  動態系統比例的其他潛在應用
  參考文獻
第7章  確定性與最佳估算分析方法
  7.1  評估模型再現
  7.2  評估模型的不確定性
    7.2.1  不確定性的來源
    7.2.2  不確定性的統計表達
  7.3  確定性方法
    7.3.1  歷史重要性
    7.3.2  方法學特徵
    7.3.3  驗證
  7.4  最佳估算分析方法
    7.4.1  歷史意義
    7.4.2  基於輸入不確定性傳遞的方法
    7.4.3  次序統計的數學基礎
    7.4.4  基於輸出精度傳遞的方法
  7.5  確定性與最佳估算加不確定性（BEPU）：安全分析中的應用現狀
  7.6  小結
  參考文獻
第8章  壓水堆失水事故/非失水事故設計基準事件
  8.1  壓水堆簡介
  8.2  設計基準事故與預期瞬態
  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  中尺寸破口考慮
    8.3.4  破口尺寸過渡考慮與確定
    8.3.5  蒸汽發生器傳熱管破裂
  8.4  預期瞬態與非失水事故
    8.4.1  二迴路排熱增加
    8.4.2  二次側換熱降低
    8.4.3  反應堆冷卻劑流量瞬態減少
    8.4.4  一次側冷卻劑裝量增加

    8.4.5  全廠斷電
  參考文獻
第9章  沸水堆失水事故/非失水事故設計基準事件
  9.1  概述
  9.2  沸水堆概念與歷史總結
    9.2.1  基本結構
    9.2.2  歷史回顧
    9.2.3  噴射泵核電廠
    9.2.4  內置泵核電廠
    9.2.5  自然循環沸水堆核電廠
    9.2.6  擴大現有核電廠的發電能力
    9.2.7  擴展在役核電廠運行的靈活性
    9.2.8  安全殼事項
  9.3  失水事故
    9.3.1  監管限制
    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  中尺寸破口考慮
  9.4  非失水事故
    9.4.1  事件分類、頻率分級和運行限制
    9.4.2  分析考慮
  參考文獻
第10章  輕水堆反應性瞬態與事故
  10.1  引言
    10.1.1  背景
    10.1.2  後果
    10.1.3  監管基礎
    10.1.4  規範性接受準則
  10.2  事故序列描述
    10.2.1  反應性引入事件概述
    10.2.2  功率脈衝及特性
  10.3  建模過程中需要解決的特殊現象
    10.3.1  初始條件
    10.3.2  反饋效應
    10.3.3  燃料行為/性能
  10.4  不同類型的輕水堆和燃料的特性/細節
    10.4.1  壓水堆
    10.4.2  沸水堆
    10.4.3  VVER反應堆
    10.4.4  高燃耗燃料
    10.4.5  MOX燃料
    10.4.6  事故容錯燃料
  10.5  分析方法學
    10.5.1  方法
    10.5.2  預測性的電腦程序
    10.5.3  重要積分參數和局部分佈
  10.6  分析方法的驗證及確認
    10.6.1  可用的單項效應試驗資料庫
    10.6.2  現有的整體效應試驗資料庫

    10.6.3  可用的核電廠資料庫
  10.7  基準題和對比分析
  10.8  不確定性量化
  10.9  設計、安全評估及許可申請
  10.10  小結與結論
  參考文獻
第11章  輕水堆安全殼影響
  11.1  安全殼的一般特性
    11.1.1  通用設計標準
    11.1.2  度量標準——安全殼系統壓力、溫度和長期冷卻
  11.2  安全殼設計和安全系統
    11.2.1  壓水堆
    11.2.2  沸水堆
    11.2.3  東歐VVER型壓水堆
  11.3  安全殼安全分析事項
    11.3.1  初始事件
    11.3.2  短期影響
    11.3.3  長期影響
  11.4  重要現象
    11.4.1  臨界流動
    11.4.2  熱量傳遞
    11.4.3  冷凝：液滴、壁面/液膜和水池
    11.4.4  液滴場
    11.4.5  混合、自然循環、熱羽、浮力
    11.4.6  分層
    11.4.7  氫的混合和濃度
    11.4.8  pH值
    11.4.9  泄漏
    11.4.10  放射性同位素的輸運
  11.5  分析程序和方法
    11.5.1  歷史方法
    11.5.2  先進方法
  參考文獻
第12章  放射性評估
  12.1  引言
  12.2  放射性評估術語的定義
    12.2.1  源項
    12.2.2  路徑
    12.2.3  X/Q
    12.2.4  禁區邊界
    12.2.5  低密度人口區
    12.2.6  劑量轉換因子
    12.2.7  最大假想事故
  12.3  設計基準事件放射性評估範圍
    12.3.1  本章範圍內的放射性評估
    12.3.2  本章範圍之外的放射性評估
  12.4  核電廠應急規程和嚴重事故管理指南在放射性評估中的作用
  12.5  源項
    12.5.1  堆芯活性
    12.5.2  主冷卻劑活性

    12.5.3  二次側冷卻劑活性（僅限壓水堆）
    12.5.4  包殼間隙活性
    12.5.5  局部燃料熔化引起的活性
    12.5.6  事故發生后一次和/或二次安全殼中的活性
    12.5.7  事故發生后一次和/或二次安全殼釋放的活性
    12.5.8  事故發生后冷卻劑中的活性
    12.5.9  事故發生後主安全殼外過濾器的活性
    12.5.10  儲存或卸載乏燃料的活性
  12.6  路徑
    12.6.1  主安全殼泄漏
    12.6.2  主安全殼旁路
    12.6.3  主蒸汽隔離閥泄漏
    12.6.4  二次安全殼過濾排氣
    12.6.5  二次安全殼旁路
    12.6.6  安全殼外的工程安全設施冷卻劑泄漏
    12.6.7  一迴路至二迴路泄漏
    12.6.8  蒸汽發生器安全閥/釋放閥排放
    12.6.9  乏燃料池泄漏
  12.7  放射性後果分析   總則
  12.8  現場放射性後果分析
    12.8.1  輻射劑量度量和劑量限值
    12.8.2  控制室
    12.8.3  技術支持中心
    12.8.4  重要區域通道
  12.9  廠外輻射後果分析
    12.9.1  輻射劑量度量和劑量限值
    12.9.2  建立禁區邊界和低密度人口區
    12.9.3  禁區邊界和低密度人口區X/Q計算
    12.9.4  關於簡化假設的討論
  參考文獻
第13章  事故容錯設計與第四代/小型模塊化反應堆分析
  13.1  引言
  13.2  小型模塊化反應堆和第四代反應堆的輻射屏障
  13.3  事故容錯燃料
  13.4  事故容錯燃料包殼
  13.5  應急堆芯冷卻系統
  13.6  事故容錯反應堆和安全殼設計
  13.7  事故容錯系統分析
  13.8  小結
  參考文獻
第14章  許可注意事項
  14.1  美國核管會許可過程概覽
    14.1.1  基本許可原則
    14.1.2  監管機構的義務、角色和責任
    14.1.3  申請者或被許可方的義務、角色和責任
    14.1.4  安全分析報告的主要內容
    14.1.5  監管審查
  14.2  設計基準包絡的設計控制
    14.2.1  概念設計、初步設計和最終設計過程
    14.2.2  許可項目管理考慮

    14.2.3  監管標準和指南
    14.2.4  安全分析設計介面
  參考文獻
附錄  術語解釋

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