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目录1

第一章绪论1

一、核反应堆发展概况1

二、堆型简介3

（一）压水堆3

（二）沸水堆8

（三）重水堆13

（四）气冷堆15

（五）快中子增殖堆17

（六）研究用反应堆19

三、核反应堆热工分析的任务22

第二章堆芯材料的选择和热物性25

一、核燃料25

（一）金属铀与铀合金26

（二）陶瓷燃料27

（三）弥散体燃料33

二、包壳材料34

（一）锆合金35

（二）不锈钢和镍基合金37

三、冷却剂38

（一）水和重水39

（二）钠39

（三）氦气40

四、慢化剂41

一、反应堆的热源及其分布44

（一）核裂变产生的能量及其在堆芯内的分布44

第三章 反应堆的热源及稳态工况下的传热计算44

（二）影响堆芯功率分布的因素50

（三）燃料元件内的功率分布54

（四）核热管因子56

（五）控制棒、慢化剂和结构材料中的热源及其分布59

（六）压力管型反应堆内的热源及其分布63

二、反应堆内热量的输出过程66

（一）堆内的导热过程66

（二）堆内的放热过程69

（三）堆内的输热过程85

三、燃料元件的传热计算86

（一）燃料元件的形式及其冷却方式86

（二）棒状燃料元件的传热计算87

（三）积分热导率的概念98

（四）板状燃料元件的传热计算102

（五）管状燃料元件的传热计算104

四、固体慢化剂与结构材料的传热计算110

（一）固体慢化剂的传热计算110

（二）热屏蔽的传热计算115

五、泊松方程的数值解法119

（一）有限差分法简介119

（二）导热方程的变换与求解示例120

思考题136

习题137

参考文献140

第四章 核反应堆稳态工况的水力计算141

一、稳态工况水力计算的任务141

二、单相冷却剂的流动压降142

（一）沿等截面直通道的流动压降143

（二）局部压降153

三、汽－水两相流动及其压降160

（一）沸腾段长度和流型161

（二）含汽量、空泡分额和滑速比165

（三）压降计算175

（四）一回路内的流动压降194

（一）自然循环的基本概念197

四、自然循环计算197

（二）自然循环水流量的确定199

五、通道断裂时的临界流201

（一）单相临界流203

（二）两相临界流206

六、堆芯冷却剂流量的分配217

（一）概述217

（二）压水堆堆芯流量分配的计算218

七、流动不稳定性221

（一）水动力不稳定性222

（二）并联通道的管间脉动228

思考题232

习题233

参考文献234

第五章反应堆稳态热工设计原理236

一、引论236

二、反应堆热工设计准则240

三、热管因子及热点因子242

（一）概述242

（二）工程热管因子及工程热点因子的计算249

（三）降低热管因子及热点因子的途径268

四、临界热流量与最小DNBR269

（一）概述269

（二）典型的临界热流量公式270

（三）影响临界热流量的因素282

（四）水堆燃料元件表面的DNB比与最小DNB比284

（一）概述286

（二）单通道模型反应堆热工设计的一般步骤和方法286

五、单通道模型的反应堆稳态热工设计286

（三）反应堆热工设计中需要通过科研实验解决的问题299

六、子通道模型的反应堆稳态热工设计306

（一）概述306

（二）质量守恒方程313

（三）热量守恒方程314

（四）轴向动量守恒方程315

（五）横向动量守恒方程317

（一）核电站或动力装置的反应堆热工参数的选择321

七、核反应堆热工参数的选择321

（二）蒸汽发生器的工作条件，q-t图325

（三） 核电站一回路和二回路热工参数间的关系和参数选择326

思考题332

习题332

参考文献334

第六章 反应堆瞬态热工分析335

一、瞬态过程中反应堆功率计算335

（一）停堆后的功率335

（二）剩余裂变功率的衰减336

（三）衰变功率的衰减338

二、瞬态工况的燃料元件温度场计算341

三、表征冷却剂热工水力状态的基本方程组346

（一） 冷却剂作一维流动时的质量、动量和能量守恒方程346

（二） 参数的平均及用平均参数表示的守恒方程351

（三）两相流平均参数353

四、反应堆的安全问题355

（一）安全分析的任务355

（二）功率调节时的过渡过程358

（三）反应堆的事故359

（四）反应堆的安全保护361

五、反应堆失流事故363

（一）概述363

（二）冷却剂流量随时间的变化366

（三）堆芯热工水力特性分析372

六、压水堆的冷却剂丧失事故378

（一）概述378

（二）冷却剂丧失事故的安全措施380

（三）事故发生后的工况382

（四）冷却剂状态的控制容积解法387

（五）燃料元件的再淹没过程399

（六）燃料元件包壳与冷却剂之间的传热404

（七）安全壳内气体压力的计算407

七、其它类型的反应堆的冷却剂丧失事故412

（一）沸水堆的冷却剂丧失事故412

（二）钠冷快堆的冷却剂丧失事故414

（三）气冷堆的冷却剂丧失事故417

思考题419

习题421

参考文献423

附录Ⅰ 核燃料的热物性424

附录Ⅱ 一些包壳材料的热物性426

附录Ⅲ 一些冷却剂的热物性428

附录Ⅳ 一些固体慢化剂的热物性434

附录Ⅴ 弯管、接管和阀门的形阻系数435

附录Ⅵ 热工分析中常用单位的换算438