轻水堆核安全严重事故现象学

第一章 轻水堆安全：历史回顾
1．1 引言
1．2 早期阶段
1．3 民用轻水堆的发展
1．4 早期安全评价
1．5 选址准则
1．5．1 TID-14844报告和10 CFR 100法规的假设和要求
1．6 安全原则
1．6．1 纵深防御方法
1．7 安全设计基准
1．7．1 有关失水事故和应急堆芯冷却系统的争议
1．8 核电的公众风险（WASH-1400报告）
1．8．1 反应堆安全研究（RSS）
1．9 三哩岛事故
1．9．1 事故描述
1．9．2 三哩岛事故的影响
1．10 切尔诺贝利事故
1．10．1 背景和RBMK反应堆特点
1．10．2 切尔诺贝利事故经过和原因
1．11 艰难岁月
1．12 严重事故研究
1．12．1 压水堆压力容器内事故进程
1．12．2 沸水堆的压力容器内事故进程
1．12．3 压力容器内事故进程中的裂变产物释放和输运
1．12．4 压力容器外的事故进程
1．13 严重事故管理
1．13．1 冷却降级堆芯
1．13．2 可燃气体管理
1．13．3 安全壳温度、压力和完整性的管理
1．13．4 放射性释放的管理
1．14 福岛事故
1．14．1 引言和电站特性
1．14．2 福岛事故堆芯熔化后果的保守预测
1．14．3 福岛事故的实际进程
1．14．4 福岛事故结束语
1．15 新型轻水堆电厂
1．15．1 压力容器内熔融物滞留（IVMR）策略
1．15．2 压力容器外熔融物滞留策略
结论
参考文献
第二章 压力容器内的堆芯降级
2．1 引言
2．2 压水堆堆芯降级
2．2．1 热工水力学
2．2．2 堆芯材料的氧化
2．2．3 严重事故期间堆芯几何形状的丧失
2．2．4 热的破损堆芯的再淹没
2．2．5 实验项目
2．2．6 现象模拟的现状
2．3 下腔室内的事故进程
2．3．1 下封头中的主要物理现象、发生或未发生再淹没情况下的熔化进程
2．3．2 理解堆内熔融物
2．3．3 硬壳一熔融物界面条件
2．3．4 堆芯熔池中的传热
2．3．5 一回路再淹没情况下的间隙冷却
2．3．6 对包络结构的分析
2．3．7 未来改进的主要目标
2．3．8 实验项目、建模和程序
2．4 下封头失效
2．4．1 热流和温度场
2．4．2 压力容器的机械特性
2．4．3 压力容器失效的缩比实验
2．4．4 缩比考虑因素
2．4．5 腐蚀（堆芯熔融物-钢的热化学相互作用）
2．5 压水堆高压事故
2．5．1 背景
2．5．2 高压情景分析
2．5．3 压水堆一回路系统内的自然对流流型实验
2．5．4 COMMIX程序对西屋公司试验结果的预测
第三章 安全壳早期失效
第四章 安全壳后期失效
第五章 裂变产物的释放和输运
第六章 严重事故管理
第七章 严重事故的环境后果和管理
第八章 严重事故一体化分析程序
附件1 堆芯熔融物热力学和热物理学
附件2 加压重水堆严重事故
缩略语表1-专业术语
缩略语表2-单位简称