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目 录3

第一篇 总论3

第一章 引言3

1． 概述3

1.1历史的回顾5

2．核能的基本概念14

2.1裂变过程14

2.2中子相互作用19

2.3中子扩散29

2.4稳态核反应堆36

2.5瞬态核反应堆49

3． 核安全的原理和实践63

3.1核动力系统与常规动力系统的比较63

3.2与环境的相互作用64

3.3核安全和系统配置65

3.4风险67

4． 小结69

符号表71

第二章动力堆的概念和系统的综述74

1．轻水核反应堆（LWR）74

1.1压水反应堆74

1.2沸水反应堆76

2．气冷反应堆80

3．增殖反应堆81

4．流态燃料反应堆83

5．球型燃料反应堆83

6．提要和结论84

第三章安全问题——热工水力学考虑85

1．引言85

2．核反应堆的基本热工特征85

3．一些具体反应堆系统的特征86

3.1气冷堆86

3.2水冷堆87

3.3液态金属冷却堆88

4． 反应堆的各种运行状态88

5.3运行瞬变89

5.2正常运行中的变化89

5．正常运行和运行瞬变89

5.1正常运行89

6． 中等频率故障即失常工况90

7． 稀有故障即紧急工况91

8．极限故障工况92

9．控制和保护系统92

10.2应急堆芯冷却系统93

10.4安全壳93

10.3辅助给水系统93

10.1反应堆事故保护停堆93

10．专设安全系统93

11．受保护事故和未受保护事故94

12．电厂极限参数95

12.1在正常运行、运行瞬变和失常工况下防止燃料损坏的极限参数95

12.2为保证在稀有故障工况和极限故障工况下燃料损坏限于一定范围的极限参数96

13．1979年3月三里岛2号堆事故的教训96

缩写词97

参考文献97

1.1压水堆的正常运行和运行瞬变101

1． 压水堆的安全问题101

第四章轻水堆的瞬态响应101

第二篇基本概念101

1.2压水堆的中等频率故障102

1.3压水堆的稀有故障102

1.4压水堆的极限故障103

1.5压水堆冷却剂丧失事故104

1.6压水堆的热工限值106

2．沸水堆的安全问题108

2.2个别操纵员的失误或设备失灵109

2.1沸水堆核锅炉系统的安全问题109

2.3沸水堆的热工限值110

2.4沸水堆的未能紧急停堆的预期瞬变（ATWS）112

2.5沸水堆的冷却剂丧失事故112

2.6沸水堆应急堆芯冷却系统的设计准则113

2.7沸水堆的雾滴分布问题116

2.8沸水堆逆向流流动限制造成的再淹没延迟117

2.9沸水堆的“蒸汽粘结”问题118

2.10沸水堆安全壳系统的安全问题118

3．提要和结论120

参考文献121

第五章液态金属快增殖堆的瞬态响应122

1． 引言122

2．对电源全部丧失和流量惰走的响应123

2.1基本情况123

2.2 EBR-II的工作124

2.3 FFTF的工作127

2.4 PFR的工作127

3．意外反应性引入128

3.1反应堆瞬态超功率分析130

3.2自作用停堆系统133

4．组件内部的局部损坏（局部故障）134

4.1基本情况134

4.2现状136

4.3与反应堆运行安全有关的事情136

5． 二次钠系统或蒸汽系统内的损坏137

5.1给水泵损坏137

5.2二回路钠泵的损坏137

6．提要和结论138

5.3衰变热排除138

参考文献139

第六章单相流和两相流141

1．引言141

2．单相流141

3．两相流142

4．两相流流型142

5．两相流模型143

6．压力梯度和空泡份额的估算145

7．主回路部件147

8．逆向流动151

9．临界流152

10．动力学问题153

11．结论性意见153

参考文献154

第七章单相传热和两相传热157

1．引言157

2．热工水力分析方法158

3．垂直圆管内的传热区158

4．单相液体传热161

5． 欠热泡核沸腾起始点162

6． 欠热泡核沸腾164

7．饱和泡核沸腾区165

8． 饱和泡核沸腾的抑制165

9．两相强迫对流区165

10．临界热流密度工况167

12．过渡沸腾171

13．欠热膜态沸腾和饱和膜态沸腾171

11．超过临界热流密度后的传热171

14．缺液区173

15．单相蒸汽传热176

16．不平衡态效应176

17．瞬态效应177

18．结论性意见177

参考文献177

第八章核系统安全模化181

1．基本概念181

2.1质量守恒182

2．守恒方程182

2.2动量守恒183

2.3能量守恒185

3．结构方程188

4． 系统分类191

5．轻水堆安全现象的模化193

6．漂移流密度法197

7．混合物模型202

符号表204

参考文献205

第三篇 轻水堆的设计基准事故209

第九章冷却剂丧失事故209

1． 引言209

2． 轻水堆的核蒸汽供应系统210

2.1轻水堆的主冷却系统210

2.2轻水堆的应急堆芯冷却系统（ECCS）216

3．冷却剂丧失事故222

3.1始发事件222

3.2冷却剂丧失事故的分类223

4． 冷却剂丧失事故的过程225

4.1压水堆核电厂的大破口冷却剂丧失事故226

4.2沸水堆核电厂的大破口冷却剂丧失事故235

4.3小破口冷却剂丧失事故237

5． 没有有效的应急堆芯冷却系统的冷却剂丧失事故242

6． 应急堆芯冷却系统的验收准则和冷却剂丧失事故的关键性现象242

6.1应急堆芯冷却系统的验收准则242

6.2冷却剂丧失事故的关键性现象243

参考文献246

第十章喷放阶段247

1． 引言247

2．卸压波的传播248

2.1描述248

2.2模化249

2.3讨论249

3．不平衡态效应249

3.1描述249

3.2模化250

4.1 描述251

4． 闪蒸边界的扩展251

4.2模化252

4.3讨论252

5． 两相流253

5.1主要特征的描述253

5.2模化254

5.3讨论255

6． 临界流255

6.1描述255

6.2临界流对冷却剂丧失事故发展的影响256

6.3各个计算机程序中采用的模型257

6.4讨论259

7． 喷放传热259

7.1概论259

7.2模化261

7.3讨论264

8．两相泵性状265

8.1描述265

8.2泵性状对冷却剂丧失事故进程的影响265

8.4讨论266

8.3模化266

9． 小结267

附录A． 不平衡态问题267

A.1总的进展268

A.2闪蒸流270

A.3干涸后传热279

A.4小结284

符号表287

参考文献288

2． 冷却剂丧失事故的事件序列292

第十一章应急冷却水注入292

1． 引言292

3．应急堆芯冷却系统294

4． 应急堆芯冷却期间的流体动力学现象和热力学现象296

5．结论性意见300

参考文献300

第十二章再淹没传热和再湿传热302

1． 引言302

2． 流动现象302

3.1雾状冷却和弥散流传热304

3． 未湿润区的传热304

3.2膜态沸腾308

3.3过渡沸腾309

4．再湿润过程310

4.1 Leidenfrost现象310

4.2包壳里的热传导311

4.3再湿模型311

5． 反应堆工况——各种参数的影响313

6．结论性意见316

参考文献317

第十三章轻水堆系统安全分析319

1． 引言319

1.1安全分析在轻水堆安全中的作用320

1.2分析研究的范围320

2．分析方法的进展322

2.1历史回顾322

2.2系统程序的技术进展327

3．RELAP4/MOD6的描述和例题计算327

3.1程序状况327

3.2模型描述328

3.3 RELAP4例题计算331

4． RELAP5的描述和例题计算335

4.1程序状况335

4.2模型描述335

4.3 RELAP5例题计算340

5．TRAC程序的描述和例题计算347

5.1目标和研制导则348

5.2研究现状348

5.3模型描述349

5.4数值方法351

5.5 TRAC例题计算352

6．结论358

附录A． 用于轻水堆安全分析程序的几个数值方法的评述358

A.1 引言358

A.2有限差分方程359

A.3解法360

A.4 TRAC中的一维漂移流密度方程361

参考文献364

A.5参考文献364

第四篇一些专题371

第十四章自然对流冷却371

1． 引言371

2． 热工水力问题的清单372

2.1 系统描述372

2.2传热流程的细节373

2.3流体流动373

3.1堆芯375

3．各个部件中的热工水力现象375

3.2上腔室376

3.3管道377

3.4热交换器378

3.5下腔室378

3.6关于液态金属浮力流动的结果378

4．衰变热排除系统的效率379

4.1衰变热排除系统的特性379

4.2系统研究计划380

4.3系统动力学的若干结果380

参考文献383

第十五章两相流中的实验方法386

1． 引言386

2． 两相气－液流动型式389

3．电输出的浸入式探测器390

3.1 电导装置390

3.2阻抗空泡计398

3.3热膜风速计399

3.4射频探头405

3.5微型热电偶探头408

3.6光学探头410

4．机械输出的浸入式探头416

4.1壁面杓416

4.2多孔取样段417

4.3等动力头取样探头419

4.4壁面剪切力和动量流密度测量装置421

5． 流场外的测量装置422

5.1 X射线和γ射线方法423

5.2 β射线方法426

5.3中子方法427

符号表429

参考文献429

6． 小结429

第十六章三里岛事故441

1． 引言441

2． 电厂441

3．事故前电厂的状态443

4.1始发事故444

4.2第1阶段：汽轮机紧急停转（0—6分钟）444

4． 事故序列444

4.3第2阶段：冷却剂丧失（6—20分钟）445

4.4第3阶段：连续卸压（20分钟—2小时）447

4.5第4阶段：升温瞬变（2—6小时）447

4.6第5阶段：持续卸压（6—11小时）448

4.7第6阶段：增压和最后确立的稳态冷却模式（13—16小时）449

4.8第7阶段：氢气囊的排除（1—8天）451

5．事故的结局和堆芯损坏451

6．事故后的剖析452

7．传热工程师的推断453