三哩島事故和切爾諾貝利事故：核電史上兩起嚴(yán)重事故詳情

第一篇 三哩島事故
1 介紹
2 三哩島核電站工藝系統(tǒng)介紹
2.1 反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)
2.2 給水系統(tǒng)
2.3 集中控制系統(tǒng)
2.4 反應(yīng)堆冷卻劑上充下泄系統(tǒng)，高壓安注系統(tǒng)
2.5 放射性廢氣處理系統(tǒng)
3 三哩島事故詳細(xì)經(jīng)過(guò)
4 三哩島事故后記
4.1 機(jī)組狀況
4.2 應(yīng)急響應(yīng)
4.3 核電站工作人員的輻射照射劑量
4.4 堆芯損壞情況
4.5 放射性物質(zhì)向環(huán)境釋放情況
5 三哩島事故的主要原因
5.1 設(shè)計(jì)
5.2 運(yùn)行
5.3 維修
5.4 操縱員培訓(xùn)
5.5 運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)反饋
6 三哩島事故當(dāng)事操縱員自述
第二篇 切爾諾貝利事故
1 引言
2 切爾諾貝利電站反應(yīng)堆介紹
2.1 堆型及堆芯結(jié)構(gòu)
2.2 熱循環(huán)方式
2.3 反應(yīng)堆控制和保護(hù)系統(tǒng)
2.4 反應(yīng)堆應(yīng)急保護(hù)系統(tǒng)
2.5 運(yùn)行反應(yīng)性裕度
2.6 RBMK-1000型石墨堆設(shè)計(jì)特點(diǎn)
2.6.1 空泡系數(shù)
2.6.2 控制棒和停堆棒的設(shè)計(jì)——正停堆效應(yīng)
2.6.3 停堆棒的落棒時(shí)間
2.6.4 反應(yīng)堆功率控制
2.6.5 用于指示運(yùn)行反應(yīng)性裕度的儀表
2.6.6 堆芯體積
2.6.7 安全系統(tǒng)、保護(hù)系統(tǒng)、報(bào)警系統(tǒng)的閉鎖
2.6.8 堆芯人口冷卻劑的過(guò)冷度
2.6.9 反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)
2.6.10 安全殼
3 切爾諾貝利事故經(jīng)過(guò)
4 切爾諾貝利事故的主要原因
4.1 反應(yīng)堆設(shè)計(jì)
4.1.1 正功率系數(shù)
4.1.2 正停堆效應(yīng)
4.1.3 運(yùn)行反應(yīng)性裕度ORM
4.2 運(yùn)行人員的行為
4.2.1 違反規(guī)程
4.2.2 偏離試驗(yàn)規(guī)程
4.2.3 操縱人員對(duì)核安全缺乏足夠的理解和敏感
4.2.4 小結(jié)
4.3 運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)反饋
4.4 核安全管理體制
4.5 安全文化
5 切爾諾貝利事故對(duì)人類利用核能的影響
6 安全文化的誕生
7 安全文化的定義
8 如何理解安全文化
8.1 文化的多層次模式
8.2 安全文化的特性
8.2.1 人為產(chǎn)物上的特性
8.2.2 信奉價(jià)值上的特性
8.2.3 基本信念上的特性
參考文獻(xiàn)