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反应堆安全分析及事故的处置


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反应堆安全分析及事故的处置
  • 书号:9787030569868
    作者:(法)布鲁诺·塔黑德(Bruno Tarride)
  • 外文书名:
  • 装帧:平装
    开本:B5
  • 页数:232
    字数:308000
    语种:zh-Hans
  • 出版社:科学出版社
    出版时间:2018-06-01
  • 所属分类:
  • 定价: ¥89.00元
    售价: ¥71.20元
  • 图书介质:
    纸质书

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本书围绕压水堆的安全,重点介绍了多种事故的物理机理、演化过程及应对措施。全书共有10章,涉及反应性增加事故、蒸汽管道破裂事故、一回路破口失水事故、供给系统完全丧失事故和蒸汽发生器管道破裂事故,以三里岛事故和福岛事故为例,详细介绍了事故产生的原因和演化过程。本书还重点介绍了各类事故的控制和处理方法,并单独介绍了堆芯熔化后的情况以及对密封性的影响。书中还列出了针对压水堆安全性的具体设计,并对点堆及相关的平衡方程和数据进行了介绍。
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    译者序
    原子工程丛书简介
    第1章 物理和安全性:事故类型的简介 1
    1.1 三道屏障的风险,安全功能的基本概念 1
    1.2 影响安全性能的事故:控制反应性 7
    1.3 影响安全功能“功率导出”事故 14
    1.4 影响安全功能的事故:密闭性,由第三道屏障保障 30
    1.5 支持系统:RRI/SEC流体系统和一些电力支持 31
    1.6 事故中安全功能的管理总结 34
    1.7章末习题 34
    问题1 蒸汽发生器完全失水事故研究(H2) 37
    第2章 中子吸收剂减少引起的反应性增加事故 39
    2.1 综述 39
    2.2 控制棒提出事故 40
    2.3 一回路流体的硼稀释事故 45
    问题2 弹棒事故的研究 52
    问题3 人员操作与设备操作均失灵下的均匀稀释 53
    第3章 蒸汽管道破裂事故(RTV) 55
    3.1 概述 55
    3.2 蒸汽管道破裂的瞬态描述 56
    3.3 主要参数的敏感性研究 61
    问题4 RTV的系统研究 64
    第4章 一回路破口失水事故(APRP) 66
    4.1 APRP 概要 66
    4.2 中破口 69
    4.3 大破口 75
    4.4 在停堆状态下的特殊破口工况 80
    问题5 中破口研究 82
    问题6 RRA在PTB RRA中丧失的概率研究 84
    第5章 冷却剂供给系统完全丧失事故:福岛事故类型 86
    5.1 全厂供电完全丧失 88
    5.2 冷源完全丧失 95
    5.3 冷源和供电完全丧失情况综合 97
    5.4 小结 97
    问题7 辅助变压器失效的事故研究 98
    问题8 供电完全丧失,自然循环和H3 操作 99
    第6章 蒸汽发生器管道破裂(RTGV/SGTR) 103
    6.1 事故概况 103
    6.2 世界范围内事故经历反馈及法国的事故经验 103
    6.3 RTGV瞬态事故过程描述 106
    6.4 事故主要参数的敏感性研究 113
    问题9 RTGV事故的短期操作研究——对RIS 系统的管理 115
    第7章 三里岛核事故 117
    7.1 三里岛核电站机组的简介 117
    7.2 事故回顾:主要事件和操作 118
    7.3 后续的结果分析 123
    7.4 TMI2事故的主要经验教训(事故后的管理方面) 125
    7.5 人为与组织因素 127
    问题10 TMI2事故分析,直到堆芯裸露 130
    第8章 通过状态研究法(APE)进行的事故后调节 134
    8.1 设备物理状态的表征(状态诊断) 136
    8.2 确定操作策略:操作顺序和操作模块 137
    8.3 调节操作的实施 140
    问题11 回退到余热排出系统工作条件的研究 142
    第9章 堆芯熔化后的情况以及对密封性的影响 144
    9.1 堆芯熔化,直到压力容器熔穿的物理过程 144
    9.2 压力容器被熔穿后安全壳的失效模式 147
    9.3 严重事故的处理和保护人群的措施 154
    9.4 基于2级安全概率性研究的安全审查 155
    9.5 小结 156
    问题12 对严重事故中安全壳稳固性的研究 157
    第10章 结论:控制压水堆系统中事故工况的一些方法 159
    10.1 对于复杂系统内相互作用以及内部反馈作用的分析 159
    10.2 考虑安全的主要论题:功率的疏散 160
    10.3 经验反馈和周期性安全复查的重要性 162
    10.4 经验反馈的教训:事故的发生有技术、人为以及组织层面上的原因 163
    10.5 对意外变故做好准备 163
    10.6 为管理重大事故以及放射性泄漏做准备 164
    10.7 将来设施设计的变化会纳入这些教训 164
    10.8 是否需要更多的安全? 165
    附录A0 热工水力学系统补充 166
    附录A1 确定性和概率性安全分析 177
    附录A2 切尔诺贝利与福岛事故 186
    附录A3 核安全:人为与组织因素 196
    附录A4 EPR 压水堆针对核安全设计的特殊性 204
    附录A5 零维模型介绍:反应堆平衡方程及1300MWe压水堆数据 213
    主要物理量和缩略语汇编 226
    主要参考文献 230
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