核反应堆安全传热

第1章 核反应堆安全 1.1 概述 1.2 核反应堆安全的发展历史 1.3 核反应堆事故 1.3.1 反应性引入事故 1.3.2 失流事故 1.3.3 热阱丧失事故 1.3.4 典型的核反应堆事故介绍 1.4 核反应堆安全系统 1.4.1 概述 1.4.2 安全注入系统 1.4.3 安全壳系统 1.5 反应堆安全性的发展 1.5.1 AP—1000 核动力 1.5.2 PIUS固有安全性核电站 1.5.3 欧洲压水堆EPR 复习思考题 第2章 核反应堆瞬态热工分析 2.1 表征冷却剂热工水力状态的基本方程 2.1.1 质量守恒方程 2.1.2 动量守恒方程 2.1.3 能量守恒方程 2.1.4 两相流方程与计算模型 2.2 燃料元件的瞬态特性 2.2.1 燃料元件温度的快速瞬变过程 2.2.2 计算温度瞬变过程中的简化解析法 2.2.3 瞬变过程中的包壳性能 2.3 瞬态过程中反应堆功率计算 2.3.1 停堆后功率 2.3.2 剩余裂变功率的衰减 2.3.3 衰变功率的衰减 复习思考题 第3章 自然循环流动 3.1 概述 3.2 自然循环驱动压头 3.2.1 压水堆内的自然循环 3.2.2 沸水堆内的自然循环 3.2.3 自然循环流量的确定 3.2.4 蒸汽发生器的自然循环 3.3 强迫循环向自然循环的过渡 3.4 各种因素对自然循环能力的影响 3.5 自然循环与非能动安全系统 3.5.1 非能动安全系统设计要求 3.5.2 基于自然循环的反应堆非能动安全系统设计 复习思考题 第4章 核反应堆事故分析及传热 4.1 反应堆失水事故 4.1.1 大破口失水事故 4.1.2 小破口失水事故 4.1.3 失水事故后果及安全对策