俞冀陽編著的《核電廠事故分析》主要內容為核電廠設計基準事故分析的基本知識和典型事故的分析方法和案例，本書是清華大學核能科學與工程專業研究生課程核電廠事故分析使用的教材，也可供從事核電工程的相關技術人員及高等院校核工程專業的師生參考。

俞冀陽編著的《核電廠事故分析》主要內容為核電廠設計基準事故分 析的基本知識和典型事故的分析方法和案例，其中包括各個事故的過程特 點，事故緩解手段和對操縱人員的要求等。在分析案例中，本書引入了二 代和三代核電機組設計基準事故的分析，並進行了比較。 《核電廠事故分析》是清華大學核能科學與工程專業研究生課程核電 廠事故分析使用的教材，也可供從事核電工程的相關技術人員及高等院校 核工程專業的師生參考。

第1章 緒論
1．1 核電發展的現狀
1．2 發展核電的重要意義
1．3 核電發展的指導思想、方針和目標
1．4 核電廠安全性的特征
1．5 核電廠安全的總目標
1．6 我國核安全法規體繫
1．7 核電廠安全許可證制度
1．8 核電廠有關安全的基本設計思想
第2章 事故分析的基本知識
2．1 核電廠事故分析的方法
2．2 一些術語的定義
2．2．1 壓水堆核電廠的運行狀態
2．2．2 安全功能
2．2．3 安全停堆
2．2．4 安全級設備
2．2．5 能動部件與非能動部件
2．2．6 能動故障與非能動故障
2．2．7 事故的短期階段與長期階段
2．3 單一故障準則
2．3．1 概述
2．3．2 單一故障準則的使用範圍
2．3．3 單一故障準則的使用方法
2．4 核電廠運行事件的分類
2．5 驗收準則
2．5．1 通用的驗收準則
2．5．2 具體的驗收準則
2．6 事故分析的基本假設
2．6．1 初始條件及各項參數
2．6．2 4項基本假設
2．7 壓水堆核電廠設計基準事故譜
2．7．1 西屋三回路壓水堆核電廠設計基準事故
2．7．2 apl000壓水堆核電廠設計基準事故
2．8 核電廠事故分析的計算機程序
第3章 失流事故
3．1 概述及定義
3．2 失流事故過程特征
3．3 失流事故驗收準則
3．4 分析失流事故的重要意義
3．5 停堆保護信號
3．6 分析方法及泵模型
3．7 泵模型
3．8 主要假設
3．9 秦山核電廠失流事故分析
3．10 ap1000核電廠失流事故分析
3．10．1 ap1000部分主泵停止運行
3．10．2 ap1000全部失流事故分析
3．10．3 ap1000反應堆冷卻劑泵卡軸事故
第4章 二回路導出熱量減少事故
4．1 概述
4．1．1 二回路導出熱量減少事件的特征
4．1．2 涉及的預期運行瞬變及假想事故
4．1．3 驗收準則
4．1．4 涉及的設備與繫統
4．2 汽輪機停車
4．2．1 概述
4．2．2 分析方法
4．2．3 秦山核電廠分析結果
4．2．4 ap1000的汽輪機停機事故
4．3 主給水管道破裂
4．3．1 定義與過程描述
4．3．2 涉及的安全措施與安全設施
4．3．3．分析采用的主要假設
4．3．4 大亞灣核電廠分析結果
4．3．5 ap1000主給水管道破裂事故分析
第5章 反應堆冷卻劑喪失事故
5．1 概述
5．1．1 定義
5．1．2 失水事故造成的危害
5．1．3 loca的驗收準則
5．1．4 loca分析的歷史情況
5．2 保守分析的大破口失水事故
5．2．1 保守分析中所定義的lbloca
5．2．2 典型的事故過程
5．2．3 有關lbloca的問題討論
5．3 *大概率工況的lbloca分析計算
5．3．1 引言
5．3．2 *佳分析與保守分析主要假設的比較
5．3．3 瞬變過程
5．3．4 小結
5．4 apl000大破口失水事故分析
5．4．1 大破口失水事故瞬態分析
5．4．2 放射性後果
5．4．3 大破口失水事故分析方法和結果
5．5 小破口失水事故
5．5．1 概述
5．5．2 從質能平衡分析sbloca的降壓過程
5．5．3 典型的sbloca過程現像
5．6 apl000小破口事故的瞬態分析
5．6．1 小破口失水事故瞬態描述
5．6．2 小破口失水事故分析的方法
5．6．3 小破口失水事故分析結果
5．7 蒸氣發生器傳熱管破裂事故
5．7．1 概述
5．7．2 sgtr的分析方法及驗收準則
5．7．3 典型的事故過程
5．7．4 操縱員的干預動作
5．7．5 秦山核電廠sgtr事故及其處置措施
5．8 ap1000蒸氣發生器傳熱管破裂事故(sgtr)分析
5．8．1 sgtr事故簡介
5．8．2 結果和影響分析
5．8．3 放射性後果
5．8．4 結論
第6章 主蒸氣管道破裂事故
6．1 概述
6．2 二次繫統導出熱量增加的ⅱ類工況
6．3 有關的設施及討論
6．4 兩種情況下mslb的事故過程
6．4．1 有濃硼注入繫統
6．4．2 無濃硼注入繫統
6．5 一些影響因素的討論
6．6 秦山核電廠主蒸氣管道破裂事故分析
6．7 ap1000蒸氣管道破裂事故
6．7．1 起因鋻定及事故描述
6．7．2 事故後果分析
6．7．3 分析結果
6．7．4 結論
6．7．5 放射性後果
第7章 彈棒事故
7．1 概述
7．1．1 起因
7．1．2 事故過程
7．1．3 防免及緩解措施
7．2 驗收準則
7．3 大亞灣核電廠和秦山核電廠的分析結果
7．4 大亞灣核電廠彈棒事故分析的評審結論
7．5 ap1000控制棒組件彈出事故
7．5．1 事故起因及事故描述
7．5．2 分析方法和假設
7．5．3 分析結果
第8章 atws未能停堆的預期運行瞬變
8．1 概述
8．2 atws分析假設條件
8．3 秦山atws事故分析
8．3．1 lofw-atws
8．3．2 loop-atws
8．3．3 控制棒失控提升atws
8．3．4 一個穩壓器卸壓閥卡開atws
8．3．5 lofw-atws後失去全部給水的情況
8．3．6 失去主給水atws的處置措施
8．3．7 結論
第9章 嚴重事故
9．1 概述
9．2 嚴重事故的初因事件
9．3 嚴重事故的物理過程
9．4 嚴重事故的對策
9．5 嚴重事故研究的歷史
附錄a 三哩島事故
a1 核電廠概況
a2 事故過程
a2．1 **階段汽輪機停車
a2．2 第二階段冷卻劑喪失
a2．3 第三階段繼續卸壓
a2．4 第四階段升溫瞬變(2～6h)
a2．5 第五階段持續卸壓(7．5 ～13．5 h)
a2．6 第六階段升壓及*終建立穩定的冷卻方式
a2．7 第七階段排出氫氣(1～8d)
a3事故的後果
附錄b 切爾諾貝利事故
b1 現場的應急行動
b2 事故發生的原因
b3 人員撤離
b4 放射性物質的釋放和轉移
b5 干預措施
b6 真實與謊言
附錄c 福島事故
c1 事件回顧
c2 氫氣**
c3 福島事故的影響
參考文獻