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法国布热核电站2-5机组初步安全分析报告 第3卷
  • 水利电力部核电局 著
  • 出版社: 水利电力部核电局
  • ISBN:
  • 出版时间:未知
  • 标注页数:78页
  • 文件大小:8MB
  • 文件页数:83页
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图书目录

第一章 质量的实现1

1.1通用建造准则1

目录1

1.2质量控制组织2

第二章 为了检查选定的安全设计的正确性所进行的试验3

2.1原型试验和运行电站的经验3

2.1.1核蒸汽供应系统3

2.2建造阶段在车间内做的试验5

2.2.1主泵5

2.1.2安全壳外壳和反应堆厂房混凝土结构5

2.2.2控制棒驱动机构6

2.2.3仪表6

2.2.4核辅助系统设备6

2.2.5燃料处理机构6

2.3现场试验6

第三章 详细安全分析7

3.1堆芯和反应性控制7

3.1.1预防8

3.1.3保护方法10

3.1.2监视10

3.2.1预防11

3.2一回路系统11

3.2.2监视12

3.2.3保护方法13

3.3安全壳14

3.3.1预防14

3.3.3保护方法15

3.4燃料元件的装卸15

3.3.2监视15

3.4.1预防16

3.4.2监视17

3.4.3保护方法17

3.5二回路系统18

3.5.1介绍18

3.5.2预防18

3.5.3监视18

3.5.4保护方法18

3.6.2预防19

3.6核辅助系统19

3.6.1介绍19

3.6.3监视20

3.6.4保护方法20

第四章 典型事故和事故释放21

前言21

4.1总述21

4.2过渡过程和运行事故21

4.2.1在起动时控制棒束不可控地抽出21

4.2.1.1概述21

4.2.1.2事件分析22

4.2.1.3结论23

4.2.2在功率运行时控制棒束不可控地抽出23

4.2.2.1概述23

4.2.2.2事件分析24

4.2.3.2结论25

4.2.4.1概述25

4.2.4控制棒束下落25

4.2.3短控制棒束位置不正确25

4.2.2.3结论25

4.2.3.1概述25

4.2.4.2事件分析26

4.2.4.3结论27

4.2.5化学和容积控制系统故障27

4.2.5.1概述27

4.2.5.2事件分析28

4.2.5.3结论29

4.2.6.2事件分析30

4.2.6暂停回路的起动30

4.2.6.1概述30

4.2.6.3结论31

4.2.7反应堆冷却剂流量的丧失31

4.2.7.1概述31

4.2.7.2事件分析32

4.2.7.3结论33

4.2.8给水温度降低33

4.2.9.1概述34

4.2.9失去正常给水34

4.2.8.2事件分析34

4.2.8.3结论34

4.2.9.2事件分析35

4.2.10负荷过度增加36

4.2.10.1概述36

4.2.10.2事件分析36

4.2.10.3结论37

4.3起动安全装置的事故37

4.3.1燃料操作事故37

4.3.1.1概述37

4.3.1.2分析方法37

4.3.2放射性废液的事故释放38

4.3.3放射性废气的事故释放38

4.3.3.1分析方法39

4.3.4蒸汽发生器管子破裂39

4.3.4.1概述39

4.3.4.2事故分析41

4.3.4.3结论41

4.3.5蒸汽管破裂42

4.3.5.1概述42

4.3.4.4释放42

4.3.5.2从反应堆热工观点进行事故分析43

4.3.5.3结论44

4.3.5.4辐射后果的分析44

4.3.6控制棒束射出45

4.3.6.1概述45

4.3.6.2事故分析46

4.3.7失去厂外电源49

4.4.1事故描述50

4.4失水事故(LOCA)50

4.4.1.1预防措施50

4.3.8控制电源失压50

4.4.1.2保护措施51

4.4.2热工水力学分析52

4.4.2.1喷射的水力学52

4.4.2.2反应堆动力学54

4.4.2.3堆芯冷却分析54

4.4.2.4论证实验55

4.4.3一回路热工水力学分析结果56

4.4.3.1中等的和大的破裂56

4.4.3.2小破裂56

4.4.3.3安全注入箱中氮的作用57

4.4.3.4堆芯中蒸汽的形成57

4.4.4机械应力57

4.4.4.1堆冷却系统的快速减压57

4.4.4.2堆压力壳内部构件的机械应力57

4.4.4.3堆冷却系统的机械应力59

4.4.5释放到安全壳内的能量59

4.4.5.1NSSS中易释放到安全壳中的能量来源的暂定数值59

4.4.5.2对于不同破裂面积释放到安全壳中能量的初步数值60

4.4.6安全壳完整性的研究60

4.4.6.1计算由一回路失压而引起的压力峰值60

4.4.6.3安全壳设计的论证61

4.4.7放射性产物释放到安全壳外的研究61

4.4.7.1基本假设61

4.4.6.2一回路失压后压力和温度的发展61

4.4.7.2裂变产物在大气中扩散的假设62

4.4.7.3计算方法62

4.4.7.4结果63

4.4.7.5说明65

4.4.7.6对厂内人员的事故后果65

5.1.1工作组织67

5.1人员保护的组织67

5.1.2区域的定义67

第五章 保健物理67

5.2排出物的管理和排放68

5.2.1排出物的数量、浓度和性质68

5.2.2排放前后的放射性监测装置的描述69

6.2.1阶段Ⅰ:初步试验73

6.2试验计划73

6.2.2阶段Ⅱ:无堆芯的整体试验73

6.1试验目的73

第六章 起动试验73

6.2.3阶段Ⅲ:起动试验75

6.3试验的组织与必需的证件76

4.2.8.1概述83

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