核电厂事故分析
￥ 226.21 ￥ 28 九五品
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北京通州
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作者俞冀阳,俞尔俊
出版社清华大学出版社
ISBN9787302295020
出版时间2012-09
版次1
装帧平装
开本16开
纸张胶版纸
页数187页
字数99999千字
定价28元
上书时间2024-07-03
商品详情
- 品相描述：九五品
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基本信息
书名:核电厂事故分析
定价：28.00元
作者:俞冀阳,俞尔俊
出版社：清华大学出版社
出版日期：2012-09-01
ISBN：9787302295020
字数：301000
页码：187
版次：1
装帧：平装
开本：12开
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内容提要
《核电厂事故分析》主要内容为核电厂设计基准事故分析的基本知识和典型事故的分析方法和案例，其中包括各个事故的过程特点，事故缓解手段和对操纵人员的要求等。在分析案例中，本书引入了二代和三代核电机组设计基准事故的分析，并进行了比较。 《核电厂事故分析》是清华大学核能科学与工程专业研究生课程核电厂事故分析使用的教材，也可供从事核电工程的相关技术人员及高等院校核工程专业的师生参考。
目录
章绪论1.1核电发展的现状1.2发展核电的重要意义1.3核电发展的指导思想、方针和目标1.4核电厂安全性的特征1.5核电厂安全的总目标1.6我国核安全法规体系1.7核电厂安全许可证制度1.8核电厂有关安全的基本设计思想第2章事故分析的基本知识2.1核电厂事故分析的方法2.2一些术语的定义2.2.1压水堆核电厂的运行状态2.2.2安全功能2.2.3安全停堆2.2.4安全级设备2.2.5能动部件与非能动部件2.2.6能动故障与非能动故障2.2.7事故的短期阶段与长期阶段.2.3单一故障准则2.3.1概述2.3.2单一故障准则的使用范围2.3.3单一故障准则的使用方法2.4核电厂运行事件的分类2.5验收准则2.5.1通用的验收准则2.5.2具体的验收准则2.6事故分析的基本假设2.6.1初始条件及各项参数2.6.24项基本假设2.7压水堆核电厂设计基准事故谱2.7.1西屋三回路压水堆核电厂设计基准事故2.7.2apl000压水堆核电厂设计基准事故2.8核电厂事故分析的计算机程序第3章失流事故3.1概述及定义3.2失流事故过程特征3.3失流事故验收准则3.4分析失流事故的重要意义3.5停堆保护信号3.6分析方法及泵模型3.7泵模型3.8主要假设3.9秦山核电厂失流事故分析3.10ap1000核电厂失流事故分析3.10.1ap1000部分主泵停止运行3.10.2ap1000全部失流事故分析3.10.3ap1000反应堆冷却剂泵卡轴事故第4章二回路导出热量减少事故4.1概述4.1.1二回路导出热量减少事件的特征4.1.2涉及的预期运行瞬变及假想事故4.1.3验收准则4.1.4涉及的设备与系统4.2汽轮机停车4.2.1概述4.2.2分析方法4.2.3秦山核电厂分析结果4.2.4ap1000的汽轮机停机事故4.3主给水管道破裂4.3.1定义与过程描述4.3.2涉及的安全措施与安全设施4.3.3.分析采用的主要假设4.3.4大亚湾核电厂分析结果4.3.5 ap1000主给水管道破裂事故分析第5章反应堆冷却剂丧失事故5.1概述5.1.1定义5.1.2失水事故造成的危害5.1.3loca的验收准则5.1.4loca分析的历史情况5.2保守分析的大破口失水事故5.2.1保守分析中所定义的lbloca5.2.2典型的事故过程5.2.3有关lbloca的问题讨论5.3最大概率工况的lbloca分析计算5.3.1引言5.3.2最佳分析与保守分析主要假设的比较5.3.3瞬变过程5.3.4小结5.4apl000大破口失水事故分析5.4.1大破口失水事故瞬态分析5.4.2放射性后果5.4.3大破口失水事故分析方法和结果5.5小破口失水事故5.5.1概述5.5.2从质能平衡分析loca的降压过程5.5.3典型的loca过程现象5.6apl000小破口事故的瞬态分析5.6.1小破口失水事故瞬态描述5.6.2小破口失水事故分析的方法5.6.3小破口失水事故分析结果5.7蒸气发生器传热管破裂事故5.7.1概述5.7.2sgtr的分析方法及验收准则5.7.3典型的事故过程5.7.4操纵员的干预动作5.7.5秦山核电厂sgtr事故及其处置措施5.8ap1000蒸气发生器传热管破裂事故(sgtr)分析5.8.gtr事故简介5.8.2结果和影响分析5.8.3放射性后果5.8.4结论第6章主蒸气管道破裂事故6.1概述6.2二次系统导出热量增加的ⅱ类工况6.3有关的设施及讨论6.4两种情况下mslb的事故过程6.4.1有浓硼注入系统6.4.2无浓硼注入系统6.5一些影响因素的讨论6.6秦山核电厂主蒸气管道破裂事故分析6.7ap1000蒸气管道破裂事故6.7.1起因鉴定及事故描述6.7.2事故后果分析6.7.3分析结果6.7.4结论6.7.5放射性后果第7章弹棒事故7.1概述7.1.1起因7.1.2事故过程7.1.3防免及缓解措施7.2验收准则7.3大亚湾核电厂和秦山核电厂的分析结果7.4大亚湾核电厂弹棒事故分析的评审结论7.5ap1000控制棒组件弹出事故7.5.1事故起因及事故描述7.5.2分析方法和假设7.5.3分析结果第8章atws未能停堆的预期运行瞬变8.1概述8.2atws分析假设条件8.3秦山atws事故分析8.3.1lofw-atws8.3.2loop-atws8.3.3控制棒失控提升atws8.3.4一个稳压器卸压阀卡开atws8.3.5lofw-atws后失去全部给水的情况8.3.6失去主给水atws的处置措施8.3.7结论第9章严重事故9.1概述9.2严重事故的初因事件9.3严重事故的物理过程9.4严重事故的对策9.5严重事故研究的历史附录a三哩岛事故a1核电厂概况a2事故过程a2.1第一阶段汽轮机停车a2.2第二阶段冷却剂丧失a2.3第三阶段继续卸压a2.4第四阶段升温瞬变(2～6h)a2.5第五阶段持续卸压(7.5～13.5h)a2.6第六阶段升压及最终建立稳定的冷却方式a2.7第七阶段排出氢气(1～8d)a3事故的后果附录b切尔诺贝利事故b1现场的应急行动b2事故发生的原因b3人员撤离b4放射性物质的释放和转移b5干预措施b6真实与谎言附录c福岛事故c1事件回顾c2氢气爆炸c3福岛事故的影响参考文献
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序言
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