《压水堆核电厂操纵人员基础理论培训系列教材:核电厂核**》的主要内容包括核**文化、核**法规和核电厂事故分析，其中事故分析部分详细介绍了事故分析的基本知识，各种设计基准事故的过程特点，缓解设备及对操纵人员的要求，并列举了核电厂事故实例，*后简要介绍了核电厂严重事故。

第1章**文化
1.1**文化的由来
1.1.1核电发展初期：重视设计的保守性和设备的可靠性，实施纵深防御原则
1.1.2三哩岛事故后：加强人机接口和考虑严重事故的预防和缓解
1.1.3切尔诺贝利事故后：倡导**文化
1.2**文化的定义、特性和实质
1.2.1**文化的定义
1.2.2**文化的特性
1.2.3**文化的实质
1.3**文化的组成
1.3.1对决策层的要求
1.3.2对管理层的要求
1.3.3个人的响应
1.4培育**文化的良好实践
1.4.1应用**文化理念的一些活动
1.4.2防止人因失误的措施
1.5**文化的评价
1.5.1**文化评价的基础
1.5.2**文化评价的方法
1.6**文化的指标
复习题
第2章核**法规
2.1核**法规体系
2.2核**法规规定的一些原则
2.2.1**核**局的主要职能
2.2.2核电厂**许可证制度
2.2.3核**监督
2.2.4核事故应急准备
2.2.5核电**的总目标
2.2.6核动力厂设计的纵深防御概念
2.2.7核电厂运行**要求
2.2.8国际核事件分级（INES）
复习题
第3章核电厂事故分析的基本知识
3.1核电厂事故分析的作用
3.2核电厂事故分析的方法
3.2.1确定论**分析
3.2.2概率论**分析
3.3核电厂工况分类及设计基准事故
3.4验收准则
3.5事故分析的基本假设
3.6单一故障准则
3.6.1概述
3.6.2单一故障准则的使用范围
3.6.3单一故障准则的使用方法
3.6.4单一故障准则应用举例
3.7核电厂事故分析用的一些定义
复习题
第4章设计基准事故
4.1失流事故
4.1.1概述及失流事故定义
4.1.2过程特征
4.1.3验收准则
4.1.4分析失流事故的重要意义
4.1.5停堆保护信号
4.1.6分析方法
4.1.7主要假设
4.1.8分析结果举例
4.1.9讨论
4.2二回路排热减少
4.2.1Ⅱ类工况概述
4.2.2主给水管道破裂事故
4.3失水事故
4.3.1概述
4.3.2大破口失水事故
4.3.3小破口失水事故
4.4蒸汽发生器传热管破裂事故
4.4.1事故概述
4.4.2FSAR分析方法
4.4.3FSAR分析结果
4.4.4放射性后果
4.4.5SGTR事故的现实分析
4.5冷却剂装量增加
4.5.1事故概述
4.5.2分析方法
4.5.3分析结果
4.6二回路排热增加
4.6.1给水温度下降
4.6.2给水流量增加
4.6.3蒸汽流量过增
4.6.4一台SG**阀或释放阀误打开
4.6.5蒸汽管道破裂事故
4.7反应性引入事故
4.7.1失控提棒事故
4.7.2弹棒事故
4.8未能紧急停堆的预期瞬态
4.8.1事故概述
4.8.2分析方法
4.8.3分析结果
复习题
第5章核电厂严重事故
5.1概述
5.2严重事故的初因事件
5.3严重事故的物理过程
5.4设计中对严重事故应做的考虑
5.5压水堆核电厂需要考虑典型的严重事故预防和缓解措施
5.6核电厂1级PSA的分析结果举例
复习题
索引
参考文献