快堆安全分析

第1章 緒論
1.1 核反應堆安全的概念
1.2 核反應堆的安全特征
1.2.1 堆芯特征
1.2.2 實體屏障
1.2.3 縱深防御
1.2.4 反應堆安全設計原則
1.3 核反應堆事故分類和安全分析的任務
1.3.1 核反應堆運行工況和事故的分類
1.3.2 安全分析的任務
1.4 事故分析簡介
1.4.1 風險及事故分析方法
1.4.2 LWR系統(tǒng)和FBR系統(tǒng)之間的安全差別
第2章 固有安全性及安全設施
2.1 鈉冷快堆的固有安全性
2.1.1 放射性包容邊界
2.1.2 冷卻劑壓力
2.1.3 反應性系數(shù)
2.1.4 缺點
2.2 反應性控制
2.3 反應堆保護系統(tǒng)
2.3.1 保護系統(tǒng)的設計原則
2.3.2 保護參數(shù)及其動作方式
2.4 專設安全設施
2.4.1 可居留系統(tǒng)
2.4.2 事故余熱排出系統(tǒng)
2.4.3 安全殼系統(tǒng)
2.4.4 反應堆容器超壓保護及緊急卸壓系統(tǒng)
2.4.5 反應堆保護容器
2.4.6 蒸汽發(fā)生器事故保護系統(tǒng)
2.4.7 虹吸破壞裝置
第3章 有保護瞬態(tài)
3.1 反應性引人事故
3.1.1 反應堆啟動事故
3.1.2 額定功率下控制棒失控提升
3.1.3 冷鈉事故
3.2 失流事故
3.2.1 全廠斷電事故
3.2.2 一回路主泵卡軸事故
3.2.3 一回路主管道斷裂事故
3.3 失熱阱事故
3.3.1 給水流量降低
3.3.2 主蒸汽管道斷裂
第4章 無保護瞬態(tài)
4.1 無保護超功率瞬態(tài)
4.2 無保護失流
第5章 局部事故
5.1 鈉泄漏及鈉火
5.1.1 鈉火后果
5.1.2 CEFR的鈉火事故
5.2 鈉水反應事故
5.3 堵流
5.3.1 堵流的成因
5.3.2 燃料組件堵流事故的監(jiān)測及保護措施
5.3.3 破損探測系統(tǒng)探測限的要求
5.3.4 堵流的熱工流體力學特性分析
5.3.5 CEFR組件堵流的熱工流體力學計算
5.3.6 結論
5.3.7 一盒組件瞬時全堵
5.4 燃料操作事故
5.4.1 高功率燃料組件誤提到轉運室
5.4.2 在轉運運輸線上懸掛燃料組件的轉運機構損壞
5.4.3 提升機損壞
5.4.4 換料時燃料組件落人堆內(nèi)
5.4.5 當燃料組件未徹底安放好或未從堆芯全部提出時旋塞轉動
5.4.6 乏燃料組件或新燃料組件尚未完全放在轉換桶插座中時轉換桶轉動
5.4.7 保存水池泄漏
5.4.8 燃料組件落人清洗池中
5.4.9 燃料組件落人保存水池中
5.5 放射性氣體釋放事故
5.5.1 反應堆一回路覆蓋氣體系統(tǒng)泄漏
5.5.2 反應堆一次氬氣衰變罐泄漏
第6章 概率安全評價
6.1 引言
6.2 可靠性特征量
6.2.1 工作時間
6.2.2 可靠度
6.2.3 失效率
6.2.4 系統(tǒng)或部件的壽命特征
6.3 框圖法
6.3.1 串聯(lián)系統(tǒng)
6.3.2 并聯(lián)系統(tǒng)
6.3.3 n取k系統(tǒng)
6.4 故障樹分析方法
6.4.1 故障樹的建造
6.5 事件樹分析方法
6.6 核反應堆概率安全評價
6.6.1 風險評價的基本方法
6.6.2 PRA研究結果
第7章 快堆事故回顧
7.1 日本原型快堆文殊堆中的鈉泄漏經(jīng)驗
7.2 法國SPX的異常事件
7.2.1 幾重包容屏障同時打開
7.2.2 鈉泄漏人中間存儲容器和外桶的空隙中
參考文獻