轻水堆核电厂设计基准事故分析方法原子能技术核能科学与工程系列译丛国防工业出版社当当书籍_杨志达，周杰著;_9787118134483

译者序

核安全是核能发展的基石，只有在安全的前提下核能才能持续发展，所以核能的设计、制造、运行与退役各个阶段都注入了安全的灵魂。从历史上发生的切尔诺贝利核事故、三哩岛核事故和福岛核事故来看，无一不对环境与人类造成了巨大的影响，因而需要不断提高核安全水平。我国国家层面投入大量经费进行核安全与先进核能技术重点专项研究，核安全分析与监管便是其中的重要内容。

本书内容由来自学术界、国家实验室和工业界等不同机构的专家团队撰写，是轻水堆安全分析与监管领域的专著，内容涵盖压水堆与沸水堆设计基准事故特点与准则、监管状况及其相关分析方法、设计基准事故放射性评估、事故容错设计与分析、美国核管会许可证申请程序与考虑等。本书共 14 章：第 1 章介绍了监管中的设计基准事故以及基于确定性与风险指引的核安全监管内涵与外延；第 2 章阐述了核安全例证的特点、例证考量、报告与潜在限制；第 3 章介绍了设计基准事件的特点与分类，事故监管背景与接受准则；第 4 章针对事故监管中的分析要求和软件，介绍了需用到的热工水力两相流模型、两流体控制方程、模型的封闭与界面现象；第 5 章主要是验证与试验测试数据确认的方法，并且介绍了在评估模型预测中输入不确定性分析的方法；第 6 章介绍了相似与比例方法的应用，尤其在失水事故喷放阶段的应用；第 7 章针对评估模型中的不确定性，介绍了确定性和最佳估算分析方法在核安全分析中的应用；第 8、9 两章分别介绍了压水堆、沸水堆失水事故和非失水事故的设计基准事件与预期瞬态；第 10 章针对反应性瞬态与假想事故，介绍了验证与确认的分析方法、建模时需处理的特殊事项、不确定性的量化，以及设计、安全评估和许可的申请；第 11 章针对安全壳撞击事件，提出了安全分析时的考虑、分析程序与分析方法；第 12 章给出了放射性评估的定义与范围，现场和非现场放射性评估的后果分析；第 13 章介绍了事故容错设计，包括燃料、包壳、应急冷却系统和安全壳的设计，给出了事故容错系统的分析方法；第 14 章介绍了美国核管会许可证申请程序以及设计基准 Ⅲ 包络线设计控制方法。

本书的读者对象为从事反应堆设计、核安全分析、核安全监管、放射性评估等研究工作的科研、工程设计人员以及高校教师、研究生。目前，国内对轻水堆核电厂设计基准事故分析方法方面的研究还不够深入，相信随着这部译著的出版能将国内此方面的理论和水平提升到一个新的高度。

目录第 1 章监管状况

1.1 简介
1.1.1 核监管机构的角色和历史
1.1.2 监管要求
1.2 设计基准瞬态和事故
1.3 确定性与风险指引法规
参考文献

第 2 章安全例证

2.1 安全例证基础
2.1.1 安全例证的要素
2.1.2 安全例证随寿期的发展
2.1.3 安全例证策略与管理
2.2 核能安全例证
2.2.1 纵深防御
2.2.2 重要安全功能
2.3 支持核安全的工程组织
2.4 安全例证开发考虑
2.4.1 设计基准安全例证
2.4.2 超设计基准安全例证
2.5 核安全例证报告
2.5.1 国际原子能机构规定的安全分析报告的格式和内容
2.5.2 核安全例证的维护
2.6 安全例证的潜在限制
2.6.1 例证研究：猎迷侦察机空难
2.6.2 例证研究：福岛第一核电站事故
参考文献

第 3 章设计基准事件特征

3.1 监管背景与期望
3.2 单一故障准则的考虑
3.2.1 故障类型和检测
3.2.2 区分能动故障和非能动故障
3.2.3 单一故障分析方法
3.3 设计基准事件、性能指标和接受准则的分类
3.3.1 高层级分类
3.3.2 重要安全功能相关的安全措施
3.4 设计基准事件定义
3.4.1 系统级故障模式
3.4.2 核电厂极限状态
3.4.3 初始工况
3.4.4 工程安全设施单一故障
3.5 常见轻水堆设计基准事件类别
3.6 小结
参考文献

第 4 章分析要求和软件

4.1 分析要求
4.1.1 单一程序系统与集成程序系统
4.1.2 数值稳定解的考虑因素
4.2 两相流热工水力模型
4.3 两流体控制方程
4.3.1 质量守恒
4.3.2 能量守恒
4.3.3 动量守恒
4.4 模型封闭与界面现象的求解
4.4.1 机理模型
4.4.2 水平管和垂直管中的流型
4.5 漂移流模型
4.6 FLASH 流体模型实例研究
4.6.1 FLASH 控制方程
4.6.2 FLASH 初始模型的模型封闭
4.7 小结
参考文献

第 5 章验证与确认

5.1 引言
5.1.1 评估模型验证与确认要素
5.1.2 专用评估模型和现象识别与排序表的生成
5.1.3 迭代确认
5.1.4 失水事故的确认数据来源
5.1.5 确认矩阵
5.2 验证
5.2.1 程序正确性验证
5.2.2 带有数值处理方法的控制方程验证
5.3 根据试验测试数据进行确认
5.3.1 单项效应试验
5.3.2 整体效应试验
5.3.3 预测的偏差 / 不确定性
5.4 评估模型预测中不确定性分析的输入
参考文献
5.5 验证试验数据源的汇编
5.5.1 清单 A：临界流动试验数据参考
5.5.2 清单 B：水位膨胀试验参考
5.5.3 清单 C：后临界热流密度传热试验参考
5.5.4 清单 D：环路水封清除试验参考
5.5.5 清单 E：水平管流动试验参考
5.5.6 清单 F：冷管段冷凝试验参考
5.5.7 清单 G：反向流动限制试验参考
5.5.8 清单 H：下降段沸腾试验参考
5.5.9 清单 I：LOFT 试验参考
5.5.10 清单 J：Semiscale 试验参考
5.5.11 清单 K：ROSA-Ⅳ 测试参考

第 6 章相似和比例

6.1 引言
6.1.1 历史演变
6.1.2 电厂认证的合格数据
6.1.3 比例分析目标
6.1.4 通用比例方法
6.2 现象识别与排序表
6.2.1 评价标准和排序比例
6.2.2 现象识别与排序表框架
6.2.3 专家排序方法和现象识别与排序表结果
6.2.4 高排序现象
6.3 多级双向比例方法
6.3.1 时间比
6.3.2 利用特征时间比对过程进行排序
6.3.3 相似准则和比例开发
6.3.4 比例失真评价
6.4 反应堆冷却剂系统降压（失水事故喷放）
6.5 SPES-2 和 APEX 非能动安全系统响应的比较
6.6 分数比例分析方法
6.6.1 原理
6.6.2 方法
6.6.3 分数比例分析和多级双向比例之间的关系
6.6.4 比例失真的评价
6.7 动态系统比例分析
6.7.1 定义和基本概念
6.7.2 单个动态过程的比例方法
6.7.3 测地线间隔作为比例失真的度量
6.7.4 动态系统比例失真分析的样本应用
6.7.5 动态系统比例的其他潜在应用
参考文献

第 7 章确定性与最佳估算分析方法

7.1 评估模型再现
7.2 评估模型的不确定性
7.2.1 不确定性的来源
7.2.2 不确定性的统计表述
7.3 确定性方法
7.3.1 历史重要性
7.3.2 方法学特征
7.3.3 验证
7.4 最佳估算分析方法
7.4.1 历史意义
7.4.2 基于输入不确定性传递的方法
7.4.3 次序统计的数学基础
7.4.4 基于输出精度传递的方法
7.5 确定性与最佳估算加不确定性（BEPU）：安全分析中的应用现状
7.6 小结
参考文献

第 8 章压水堆失水事故 / 非失水事故设计基准事件

8.1 压水堆简介
8.2 设计基准事故与预期瞬态
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 中尺寸破口考虑
8.3.4 破口尺寸过渡考虑与确定
8.3.5 蒸汽发生器传热管破裂
8.4 预期瞬态与非失水事故
8.4.1 二回路排热增加
8.4.2 二次侧换热降低
8.4.3 反应堆冷却剂流量瞬态减少
8.4.4 一次侧冷却剂装置增加
8.4.5 全厂断电
参考文献

第 9 章沸水堆失水事故 / 非失水事故设计基准事件

9.1 概述
9.2 沸水堆概念与历史总结
9.2.1 基本结构
9.2.2 历史回顾
9.2.3 喷射泵核电厂
9.2.4 内置泵核电厂
9.2.5 自然循环沸水堆核电厂
9.2.6 扩大现有核电厂的发电能力
9.2.7 扩展在役核电厂运行的灵活性
9.2.8 安全壳事项
9.3 失水事故
9.3.1 监管限制
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 中尺寸破口考虑
9.4 非失水事故
9.4.1 事件分类、频率分级和运行限制
9.4.2 分析考虑
参考文献

第 10 章轻水堆反应性瞬态与事故

10.1 引言
10.1.1 背景
10.1.2 后果
10.1.3 监管基础
10.1.4 规范性接受准则
10.2 事故序列描述
10.2.1 反应性引入事件概述
10.2.2 功率脉冲及特性
10.2.3 短周期反应性事故
10.2.4 长周期反应性事故
10.3 轻水堆设计考虑
10.3.1 压水堆设计考虑
10.3.2 沸水堆设计考虑
10.4 安全分析考虑
10.4.1 反应性事故分析方法
10.4.2 分析验证考虑
10.4.3 不确定性和保守性
10.5 试验和运营经验
10.5.1 试验
10.5.2 运营经验
10.6 监管要求
10.7 安全改进
参考文献

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