快堆安全分析

第1章 绪论
1.1 核反应堆安全的概念
1.2 核反应堆的安全特征
1.2.1 堆芯特征
1.2.2 实体屏障
1.2.3 纵深防御
1.2.4 反应堆安全设计原则
1.3 核反应堆事故分类和安全分析的任务
1.3.1 核反应堆运行工况和事故的分类
1.3.2 安全分析的任务
1.4 事故分析简介
1.4.1 风险及事故分析方法
1.4.2 LWR系统和FBR系统之间的安全差别
第2章 固有安全性及安全设施
2.1 钠冷快堆的固有安全性
2.1.1 放射性包容边界
2.1.2 冷却剂压力
2.1.3 反应性系数
2.1.4 缺点
2.2 反应性控制
2.3 反应堆保护系统
2.3.1 保护系统的设计原则
2.3.2 保护参数及其动作方式
2.4 专设安全设施
2.4.1 可居留系统
2.4.2 事故余热排出系统
2.4.3 安全壳系统
2.4.4 反应堆容器超压保护及紧急卸压系统
2.4.5 反应堆保护容器
2.4.6 蒸汽发生器事故保护系统
2.4.7 虹吸破坏装置
第3章 有保护瞬态
3.1 反应性引人事故
3.1.1 反应堆启动事故
3.1.2 额定功率下控制棒失控提升
3.1.3 冷钠事故
3.2 失流事故
3.2.1 全厂断电事故
3.2.2 一回路主泵卡轴事故
3.2.3 一回路主管道断裂事故
3.3 失热阱事故
3.3.1 给水流量降低
3.3.2 主蒸汽管道断裂
第4章 无保护瞬态
4.1 无保护超功率瞬态
4.2 无保护失流
第5章 局部事故
5.1 钠泄漏及钠火
5.1.1 钠火后果
5.1.2 CEFR的钠火事故
5.2 钠水反应事故
5.3 堵流
5.3.1 堵流的成因
5.3.2 燃料组件堵流事故的监测及保护措施
5.3.3 破损探测系统探测限的要求
5.3.4 堵流的热工流体力学特性分析
5.3.5 CEFR组件堵流的热工流体力学计算
5.3.6 结论
5.3.7 一盒组件瞬时全堵
5.4 燃料操作事故
5.4.1 高功率燃料组件误提到转运室
5.4.2 在转运运输线上悬挂燃料组件的转运机构损坏
5.4.3 提升机损坏
5.4.4 换料时燃料组件落人堆内
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
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
5.4.7 保存水池泄漏
5.4.8 燃料组件落人清洗池中
5.4.9 燃料组件落人保存水池中
5.5 放射性气体释放事故
5.5.1 反应堆一回路覆盖气体系统泄漏
5.5.2 反应堆一次氩气衰变罐泄漏
第6章 概率安全评价
6.1 引言
6.2 可靠性特征量
6.2.1 工作时间
6.2.2 可靠度
6.2.3 失效率
6.2.4 系统或部件的寿命特征
6.3 框图法
6.3.1 串联系统
6.3.2 并联系统
6.3.3 n取k系统
6.4 故障树分析方法
6.4.1 故障树的建造
6.5 事件树分析方法
6.6 核反应堆概率安全评价
6.6.1 风险评价的基本方法
6.6.2 PRA研究结果
第7章 快堆事故回顾
7.1 日本原型快堆文殊堆中的钠泄漏经验
7.2 法国SPX的异常事件
7.2.1 几重包容屏障同时打开
7.2.2 钠泄漏人中间存储容器和外桶的空隙中
参考文献