第一篇 三哩岛事故
1 介绍
2 三哩岛核电站工艺系统介绍
2.1 反应堆冷却剂系统
2.2 给水系统
2.3 集中控制系统
2.4 反应堆冷却剂上充下泄系统，高压安注系统
2.5 放射性废气处理系统
3 三哩岛事故详细经过
4 三哩岛事故后记
4.1 机组状况
4.2 应急响应
4.3 核电站工作人员的辐射照射剂量
4.4 堆芯损坏情况
4.5 放射性物质向环境释放情况
5 三哩岛事故的主要原因
5.1 设计
5.2 运行
5.3 维修
5.4 操纵员培训
5.5 运行经验反馈
6 三哩岛事故当事操纵员自述
第二篇 切尔诺贝利事故
1 引言
2 切尔诺贝利电站反应堆介绍
2.1 堆型及堆芯结构
2.2 热循环方式
2.3 反应堆控制和保护系统
2.4 反应堆应急保护系统
2.5 运行反应性裕度
2.6 RBMK-1000型石墨堆设计特点
2.6.1 空泡系数
2.6.2 控制棒和停堆棒的设计——正停堆效应
2.6.3 停堆棒的落棒时间
2.6.4 反应堆功率控制
2.6.5 用于指示运行反应性裕度的仪表
2.6.6 堆芯体积
2.6.7 安全系统、保护系统、报警系统的闭锁
2.6.8 堆芯人口冷却剂的过冷度
2.6.9 反应堆冷却剂系统
2.6.10 安全壳
3 切尔诺贝利事故经过
4 切尔诺贝利事故的主要原因
4.1 反应堆设计
4.1.1 正功率系数
4.1.2 正停堆效应
4.1.3 运行反应性裕度ORM
4.2 运行人员的行为
4.2.1 违反规程
4.2.2 偏离试验规程
4.2.3 操纵人员对核安全缺乏足够的理解和敏感
4.2.4 小结
4.3 运行经验反馈
4.4 核安全管理体制
4.5 安全文化
5 切尔诺贝利事故对人类利用核能的影响
6 安全文化的诞生
7 安全文化的定义
8 如何理解安全文化
8.1 文化的多层次模式
8.2 安全文化的特性
8.2.1 人为产物上的特性
8.2.2 信奉价值上的特性
8.2.3 基本信念上的特性
参考文献
· · · · · · (收起)