本书全面系统论述了核反应堆安全分析的理论基础和工程实践知识。鉴于我国核能发展已经进入压水堆一快堆共同发展的二元时代，本书对压水堆和钠冷快堆的安全特点都进行了较为详细地介绍。 全书共12章，第1章主要介绍核反应堆安全的基本原则和基本概念；第2～3章介绍了反应堆的安全特征和安全评价体系，从反应堆安全技术发展的角度，分别介绍了传统的基于确定论安全分析的安全评价体系以及结合确定论与概率论方法的风险指引安全评价体系；第4章说明了事故分析的基本知识；第5～8章介绍了压水堆核电站及快堆核电站典型的设计基准事故分析；第9章介绍了压水堆和快堆的典型严重事故，特别是重点介绍了美国三哩岛事故、前苏联切尔诺贝利事故和日本福岛事故的发展进程；第10章对钠冷快堆特有的钠火和钠水反应事故进行了简要论述；第11章介绍了事故后的环境影响评价方法；第12章简要介绍了概率安全分析方法的基本理论和基本概念。

第1章 核反应堆基本原理
1.1 核反应堆历史
1.1.1 裂变的发现
1.1.2 第一个自持链式反应
1.1.3 和平利用核能的发展
1.2 核反应堆物理设计
1.2.1 堆芯物理设计
1.2.2 核数据库和多群常数库
1.2.3 反应堆堆芯功率分布计算
1.3 核反应堆热工设计
1.3.1 堆芯热工水力设计概述
1.3.2 单通道模型设计法
1.3.3 子通道模型设计法
1.4 核反应堆安全设计
1.5 核反应堆系统和设备
第2章 核反应堆安全特性
2.1 核反应堆中放射性的来源及特性
2.1.1 裂变产物
2.1.2 锕系元素
2.1.3 活化产物
2.1.4 裂变产物的性能
2.2 事故情况下放射性物质的释放
2.2.1 放射性物质向主回路系统的释放
2.2.2 放射性物质向安全壳的释放
2.3 反应堆的安全功能
2.3.1 反应性的控制
2.3.2 确保堆芯冷却
2.3.3 包容放射性产物
2.4 专设安全设施
2.4.1 设计原则
2.4.2 安全注射系统
2.4.3 安全壳系统
2.4.4 辅助给水系统
2.5 固有安全及非能动安全
第3章 核反应堆安全评价体系
3.1 传统的安全评价体系
3.1.1 设计基准
3.1.2 限值
3.1.3 假设始发事件
3.1.4 可信措施
3.1.5 分析假设和条件
3.2 风险指引的安全评价体系
3.3 我国的核安全法规体系
3.3.1 国家核安全管理部门
3.3.2 核安全法规
3.3.3 核安全许可证制度
3.4 IAEA的核安全法规体系
第4章 确定论分析的基本概念
4.1 核电厂工况分类
4.2 验收准则
4.3 事故分析的基本假设
4.4 单一故障准则
4.4.1 单一故障准则概述
4.4.2 单一故障准则的使用范围
4.4.3 单一故障准则的使用方法
4.5 压水堆设计基准事件清单
4.6 钠冷快堆设计基准事件清单
第5章 反应性事故
5.1 反应性的控制
5.2 反应性引入机理
5.3 功率运行时控制棒组失控提升
5.4 单束控制棒提升事故
5.5 棒束控制组件弹出事故
5.6 快堆典型反应性事故
第6章 冷却剂丧失事故
6.1 LOCA事故的特点
6.1.1 LOCA事故定义及分类
6.1.2 LOCA事故危害
6.2 大LOCA事故分析
6.3 小LOCA事故分析
6.4 池式液态金属快堆主容器泄漏事故
第7章 失流事故
7.1 失流事故特点
7.1.1 流量瞬变特性
7.1.2 冷却剂温升瞬变
7.1.3 自然循环冷却
7.2 PWR典型失流事故分析
7.3 快堆典型失流事故分析
7.4 堵流事故
第8章 失热阱事故
8.1 失热阱事故的特点
8.2 PWR典型失热阱事故分析
8.3 快堆典型失热阱事故分析
第9章 严重事故
9.1 严重事故定义
9.2 历史上的三次严重事故
9.2.1 三哩岛核电厂事故
9.2.2 切尔诺贝利事故
9.2.3 福岛核事故
9.3 压水堆严重事故的一般过程和主要现象
9.4 钠冷快堆严重事故的一般过程与主要现象
9.5 严重事故管理
9.5.1 严重事故管理的发展
9.5.2 严重事故管理的主要策略
9.6 可能导致严重事故的初因
9.7 压水堆的严重事故分析
9.7.1 典型压水堆严重事故分析程序
9.7.2 典型事故分析
9.8 钠冷快堆的严重事故分析
9.8.1 钠冷快堆严重事故分析程序
9.8.2 典型钠冷快堆严重事故分析
第10章 钠冷快堆特殊事故
10.1 钠火事故
10.1.1 钠火的物理现象
10.1.2 钠火的后果
10.1.3 钠火事故预防缓解
10.1.4 典型的钠火事故
10.1.5 典型事故分析
10.2 钠水反应事故
10.2.1 钠水反应机理
10.2.2 典型事故分析
第11章 环境影响评价
11.1 环境影响评价范围与法规、标准和导则
11.1.1 环境影响评价范围
11.1.2 法规、标准和导则
11.2 辐射环境影响的评价标准
11.2.1 正常运行期间（包括预计运行事件）的剂量约束值
11.2.2 事故工况下的剂量控制值
11.2.3 年排放量控制值
11.2.4 海水中的放射性核素浓度
11.3 核电厂正常运行的辐射影响
11.3.1 流出物排放源项
11.3.2 照射途径
11.3.3 计算模式和参数
11.3.4 放射性源项
11.3.5 公众最大个人剂量
11.3.6 辐射影响评价
11.4 事故情况下的辐射影响
11.4.1 事故描述和事故源项
11.4.2 事故进程及源项分析
11.4.3 事故后果计算
11.4.4 事故后果评价
11.5 快堆的环境影响评价
11.5.1 快堆源项
11.5.2 快堆正常运行的辐射影响
11.5.3 快堆事故情况下的辐射影响
第12章 概率安全分析
12.1 概述
12.2 基础知识
12.2.1 布尔代数和概率论
12.2.2 事件树－故障树分析方法
12.3 一级PSA
12.3.1 始发事件分析
12.3.2 事件序列分析
12.3.3 系统可