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第1章 核反应堆安全 1

1.1 概述 1

1.2 核反应堆安全的发展历史 3

1.3 核反应堆事故 5

1.4 核反应堆安全系统 22

1.5 反应堆安全性的发展 32

复习思考题 42

第2章 核反应堆瞬态热工分析 43

2.1 表征冷却剂热工水力状态的基本方程 43

2.2 燃料元件的瞬态特性 53

2.3 瞬态过程中反应堆功率计算 60

复习思考题 64

第3章 自然循环流动与传热 65

3.1 概述 65

3.2 自然循环驱动压头 65

3.3 强迫循环向自然循环的过渡 73

3.4 各种因素对自然循环能力的影响 78

3.5 自然循环与非能动安全系统 79

复习思考题 83

第4章 核反应堆事故分析及传热 84

4.1 反应堆失水事故 84

4.2 失水事故的临界流动 99

4.3 事故过程的传热 119

复习思考题 139

第5章 沸腾临界后传热 140

5.1 流动沸腾临界 140

5.2 沸腾临界后传热 158

5.3 非平衡态模型 166

5.4 沸腾临界后的传热计算关系式 171

5.5 定位格架对干涸后传热的影响 177

复习思考题 180

第6章 再淹没传热和再湿传热 182

6.1 概述 182

6.2 骤冷的极限过程 184

6.3 瞬态对流和准稳态骤冷模型 186

6.4 骤冷过程的膜态沸腾 199

6.5 沸腾临界后的稳态对流传热 207

6.6 堆芯失水后的再湿润过程 218

复习思考题 220

第7章 核反应堆严重事故后传热 222

7.1 严重事故后的堆芯熔化过程 222

7.2 压力容器熔穿及熔液特性 227

7.3 熔液与水相接触的特性 233

7.4 熔液与水接触传热 235

7.5 安全壳直接加热过程的传热 240

复习思考题 255

附录 256

附录1 国际单位与工程单位的换算 256

附录2 核燃料的热物性 257

附录3 包壳和结构材料的热物性 259

附录4 贝塞尔函数 261

附录5 水的热物性 263

附录6 饱和线上水和水蒸气的几个热物性 265

参考文献 267