核电厂安全与管理
【作 者】刘定平编
【形态项】 269
【出版项】 广州：华南理工大学出版社 , 2013.08
【原书定价】34.00
内容提要:
本书是为满足我国核电专业“核电厂安全与管理”课程教学需要而编写的教材，是在华南理工大学电力学院核电班前五年的教学总结基础上，结合了大亚湾核电站安全生产经验和国内外相关法规，以及国际各核事故的经验教训编写而成的。除作教材外，也可供核电设计、施工及运营的技术人员与管理人员参考。
第一章概述
1.1核电厂的发展与安全
1.2典型核电事故分析
1.2.1切尔诺贝利核电事故
1.2.2三里岛核电事故
1.2.3日本福岛核电事故
1.2.4三大事故对核电发展的影响
1.3核电厂的经济性与安全性
1.3.1核电厂的经济性
1.3.2核电厂的安全性
1.4核电厂的构成
1.4.1核岛
1.4.2常规岛
1.5核电厂的运行特点
1.6我国核电的起步和发展前景
第二章核安全文化
2.1核安全与核安全文化
2.2核安全文化体系的影响因素
2.2.1设计
2.2.2建造
2.2.3运行
2.2.4监管
2.2.5退役
2.3基于纵深防御的核安全文化
2.3.1五级防御
2.3.2三道防线
2.4基于三道屏障和三大安全功能的核安全保障体系
2.4.1基于三道屏障的核安全保障体系
2.4.2基于三大安全功能的核安全保障体系
2.5基于核安全文化的单一故障与共模故障准则
2.5.1单一故障准则
2.5.2共模故障准则
2.6核安全的相关组织
2.6.1国际原子能机构
2.6.2世界核电运营者协会
第三章核电厂的安全运行与管理
3.1核电厂的安全组织机构
3.1.1核电厂安全组织机构的职责
3.1.2核电厂安全组织机构的形式
3.1.3核电厂组织机构的职能分配
3.2核电厂运行人员的资格和培训
3.2.1核电厂运行人员的作用
3.2.2运行人员的资格
3.2.3运行人员的培训
3.2.4运行人员的考核与授权
3.3正常运行规程
3.4核电厂安全状态的监测
3.4.1安全参数显示系统
3.4.2运行限值和条件
3.5运行的质量保证
3.6核电厂事故预案和应急计划
3.6.1核电厂事故处理规程
3.6.2核电厂应急计划
3.7核电厂的安全审核评价和安全监督
第四章核电厂安全设计
4.1安全设计原理
4.1.1安全目标
4.1.2安全理念
4.2安全设计准则
4.2.1辐射防护要求
4.2.2安全功能要求
4.2.3核电厂安全特性
4.2.4设计基准
4.2.5设备质量与检修安全
4.2.6系统和部件的可靠性设计
4.2.7运行人员操作的优化设计
4.2.8余热输送设备设计
4.2.9防火和防爆设计
4.2.10次级故障的影响
4.2.11多堆共用的构筑物、系统和部件
4.2.12含有可裂变或放射性物质的系统
4.2.13撤离路线和通信手段
4.2.14核电厂出入口控制
4.2.15核电厂的退役
4.3反应堆堆芯安全设计
4.3.1反应堆设计
4.3.2燃料元件设计
4.3.3反应堆堆芯控制
4.3.4反应堆停堆
4.4反应堆冷却剂系统安全设计
4.4.1反应堆冷却剂系统
4.4.2一回路压力边界的在役检查
4.4.3反应堆冷却剂装置
4.4.4反应堆冷却剂净化
4.4.5堆芯余热的排出
4.4.6应急堆芯冷却
4.4.7应急堆芯冷却系统的检查和试验
4.5信息和控制系统设计
4.5.1基本设计要求
4.5.2控制室设计
4.5.3辅助控制点
4.5.4应急控制中心
4.6保护系统设计
4.6.1保护系统的功能
4.6.2保护系统的可靠性和可试验性
4.6.3保护系统和控制系统的分隔
4.7应急动力供应系统设计
4.8安全壳系统设计
4.8.1安全壳系统的作用
4.8.2安全壳的结构强度
4.8.3安全壳的泄漏
4.8.4安全壳压力试验
4.8.5安全壳贯穿件
4.8.6安全壳隔离
4.8.7安全壳构筑物的气密闸门
4.8.8安全壳内部结构
4.8.9安全壳的排热
4.8.10安全壳内气体的净化
4.8.11覆盖层和涂层
4.9辐射防护设计
4.9.1防护原则
4.9.2防护设计
4.9.3辐射监测设备
4.9.4放射性废物的处理
4.9.5液态放射性物质向环境释放的控制
4.9.6气载放射性物质的控制
4.10燃料装卸和贮存系统设计
4.10.1未辐照燃料的装卸和贮存
4.10.2已辐照燃料的装卸和贮存
4.11设计确认
4.11.1安全分析
4.11.2设备的合格鉴定
4.11.3质量保证
第五章核电厂的专设安全设施
5.1安全注射系统
5.1.1安全注射系统的功能
5.1.2安全注射系统的描述
5.1.3安全注射系统的运行
5.1.4安全注射系统的试验和监测
5.1.5非能动堆芯冷却系统
5.2安全壳
5.2.1安全壳结构
5.2.2安全壳贯穿件
5.2.3安全壳的隔离与检验
5.2.4安全壳的附属系统
5.3安全壳喷淋系统
5.3.1安全壳喷淋系统的功能
5.3.2安全壳喷淋系统的描述
5.3.3安全壳喷淋系统的运行
5.4蒸汽发生器辅助给水系统
5.4.1蒸汽发生器辅助给水系统的功能
5.4.2蒸汽发生器辅助给水系统的描述
5.4.3蒸汽发生器辅助给水系统的运行
5.5氢气控制系统
5.5.1氢气控制系统的特点
5.5.2氢气控制系统的功能
5.5.3氢气控制系统的组成
5.5.4氢气控制系统的运行
5.6主控室应急可居留系统
5.6.1主控室应急可居留系统的功能
5.6.2主控室应急可居留系统的组成
5.6.3主控室应急可居留系统的运行
5.7自动卸压系统
5.7.1自动卸压系统的功能
5.7.2自动卸压系统的组成
5.7.3自动卸压系统的控制
第六章核电厂异常运行工况分析
6.1核电厂运行工况分析
6.1.1运行工况分类
6.1.2事故工况下应遵守的准则
6.1.3超设计基准事故分析
6.2国际核事件等级划分
第七章核电厂安全组织与安全控制
7.1核电厂最小核安全运行值
7.2正常运行期间的核安全控制
7.2.1核电厂运行技术规范
7.2.2机组再启动的核安全控制
7.2.3系统和设备状态控制
7.2.4定期试验的核安全控制
7.2.5通知STA的情况
7.3事故工况下的核安全控制
7.3.1应急运行程序（EOP/SOP）
7.3.2场内应急组织
7.3.3事故停堆后的重新临界
7.4外部侵害和自然事件的核安全控制
第八章核电厂典型事故
8.1反应性事故
8.1.1现象与危险
8.1.2原因分析
8.1.3反应性事故预防
8.2蒸汽发生器传热管断裂事故
8.2.1现象与危险
8.2.2原因分析
8.2.3处理与预防
8.3蒸汽管道破裂事故
8.3.1现象与危险
8.3.2原因分析
8.3.3处理与预防
8.4热气导管压力容器双断裂
8.4.1现象与危险
8.4.2原因分析
8.4.3预防与处理
8.5给水管道破裂事故
8.5.1现象与危险
8.5.2原因分析
8.5.3处理与预防
8.6失水事故
8.6.1现象与危险
8.6.2原因分析
8.6.3处理与预防
8.7一回路失压事故
8.7.1现象与危险
8.7.2原因分析
8.7.3处理与预防
8.8厂用电失去事故
8.8.1现象与危险
8.8.2原因分析
8.8.3处理与预防
8.9事故时未能紧急停堆的预期瞬态
8.9.1现象与危险
8.9.2原因分析
8.9.3处理与预防
8.10超设计基准事故
8.10.1现象与危险
8.10.2事故的原因
8.10.3处理与预防
第九章核电厂放射性辐射防护
9.1核电厂的核辐射
9.1.1安全壳内辐射源
9.1.2安全壳外辐射源
9.2核电厂核辐射的防护规定
9.2.1辐射防护的目的和原则
9.2.2年剂量限值
9.3核电厂核辐射的防护措施
9.3.1正常运行期间的核辐射防护措施
9.3.2事故时的核辐射防护措施
9.4核电厂的屏蔽
9.4.1热屏蔽
9.4.2生物屏蔽
第十章核电厂三废及其处理
10.1核电厂三废的产生
10.2核电厂放射性废物的处理
10.3硼的回收
10.3.1硼回收系统的工作原理
10.3.2硼回收系统的运行
10.4放射性废气的处理
10.4.1含氢废气的处理
10.4.2含氧废气的处理
10.5放射性废液的处理
10.6放射性固体废物的处理
第十一章先进的核电安全技术
11.1各阶段核电厂安全性比较
11.1.1第一代核电厂安全特点
11.1.2第二代核电厂安全特点
11.1.3第三代核电厂安全特点
11.1.4第四代核电厂安全特点
11.1.5各阶段核电厂安全性比较
11.2第三代核电厂安全技术基准
11.2.1美国先进轻水堆技术基准
11.2.2欧洲先进核电技术设计基准
11.3第三代核电厂——非能动型核电厂AP1000
11.3.1AP1000技术简介
11.3.2AP1000的结构特点
11.3.3AP1000安全纵深防御原则
11.3.4AP1000非能动安全系统
11.3.5AP1000严重事故管理策略
11.4第三代核电厂——改进型核电厂EPR
11.4.1EPR技术简介
11.4.2EPR的结构特点
11.4.3EPR堆芯熔化概率的改进与堆芯熔化预防
11.4.4EPR缓解严重事故的措施
11.4.5EPR专设的安全设施
11.5第四代核技术与我国核电的发展
11.5.1亟待开发的第四代核技术
11.5.2发展核电是我国的必然选择
附录Ⅰ我国核电国标一览表
附录Ⅱ有关核电厂的安全法规
附录Ⅲ有关核电厂的安全导则
缩略语
参考文献
编后语
封底
谢谢楼主分享
谢谢楼主分享 谢谢楼主分享 谢谢楼主分享 谢谢楼主分享 谢谢楼主分享
页:
[1]