朱继洲主编的《核反应堆安全分析》以压水堆型核电厂为研究对象，在简要介绍核反应堆安全的基本原则，核电厂设计建造和运行中的安全对策，即当前国际核能界对核电厂安全与事故对策的见解与实践的基础上，着重探讨美国三里岛核电厂事故发生后20多年来，核安全与反应堆事故分析中的主要课题与重大进展，如在第4章和第7章分别论述核电厂事故分析中的确定论评价法和概率安全评价法，第6章结合核反应堆物理、热工水力、结构的安全分析，介绍安全分析模型的建立及应用程序的开发。超设计基准事故即严重事故发生时将导致堆芯严重损坏或熔化，可能有较大的厂外放射性后果，三里岛核电厂事敌后已成为重要研究课题，为此，在第5章中阐述严重事故的物理过程、分析方法、事故的处置与对策，第8章分析事故情况下放射性物质释放规律、辐射后果及其防护原则，第9章介绍压水堆安全性的改进与发展以及为满足更高的安全要求而采取的措施。

朱继洲主编的《核反应堆安全分析》以压水堆、快堆、高温气冷堆和重水堆型核电厂为研究对象（以压水堆型为主），着重论述三里岛核电厂事故发生后20多年来，核安全与反应堆事故分析中的主要课题与重大进展。全书分为两篇共12章。第一篇是压水堆安全分析，在介绍核反应堆安全基本原则、安全功能基础上，用确定论安全评价法，对压水堆各类设计基准事故进行分析，介绍了事故计算的建模和典型计算程序；分析了严重事故（即超设计基准事故）物理过程与处置对策，进一步阐述了核安全评价中新的系统工程安全评价技术——概率安全评价法。第二篇是快堆、高温气冷堆和重水堆的安全分析。

《核反应堆安全分析》是高等学校核科学与核技术学科各本科生专业核心课程和硕士研究生学位课程的教材。也可供从事核反应堆、核电厂管理、设计、研究、运行等方面工作的科技人员参考。《核反应堆安全分析》并配有光盘壹张。

第2版前言

前言

第一篇 压水堆安全分析

 第1章 核反应堆安全的基本原则

 第2章 核反应堆的安全系统

 第3章 核反应堆瞬态分析基础

 第4章 确定论安全分析

 第5章 核电厂的严重事故

 第6章 核反应堆安全分析模型及程序概论

 第7章 概率安全评价法

 第8章 放射性物质的释放及其危害分析

 第9章 压水堆安全性的改进与发展

第二篇 快堆、高温堆和重水堆的安全分析

 第10章 快中子反应堆安全分析

 第ll章 高温气冷反应堆安全分析

 第12章 重水堆安全

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