Nuclear reactor safety heat transfer

目录
2．4 稳态核反应堆
2． 单相流
3． 两相流
4． 两相流流型
5． 两相流模型
6． 压力梯度和空泡份额的估算
7． 主回路部件
8． 逆向流动
9． 临界流
10． 动力学问题
11． 结论性意见
2．5 瞬态核反应堆
参考文献
第七章 单相传热和两相传热
1． 引言
2． 热工水力分析方法
3． 垂直圆管内的传热区
4． 单相液体传热
5． 欠热泡核沸腾起始点
6． 欠热泡核沸腾
7． 饱和泡核沸腾区
8． 饱和泡核沸腾的抑制
3． 核安全的原理和实践
9． 两相强迫对流区
10． 临界热流密度工况
11． 超过临界热流密度后的传热
12． 过渡沸腾
13． 欠热膜态沸腾和饱和膜态沸腾
14． 缺液区
15． 单相蒸汽传热
16． 不平衡态效应
17． 瞬态效应
18． 结论性意见
3．1 核动力系统与常规动力系统的比较
参考文献
第八章 核系统安全模化
1． 基本概念
2． 守恒方程
2．1 质量守恒
2．2 动量守恒
2．3 能量守恒
3． 结构方程
4． 系统分类
5． 轻水堆安全现象的模化
3．2 与环境的相互作用
6． 漂移流密度法
7． 混合物模型
符号表
参考文献
第三篇 轻水堆的设计基准事故
第九章 冷却剂丧失事故
1． 引言
2． 轻水堆的核蒸汽供应系统
2．1 轻水堆的主冷却系统
2．2 轻水堆的应急堆芯冷却系统（ECCS）
3．3 核安全和系统配置
3． 冷却剂丧失事故
3．1 始发事件
3．2 冷却剂丧失事故的分类
4． 冷却剂丧失事故的过程
4．1 压水堆核电厂的大破口冷却剂丧失事故
4．2 沸水堆核电厂的大破口冷却剂丧失事故
4．3 小破口冷却剂丧失事故
5． 没有有效的应急堆芯冷却系统的冷却剂丧失事故
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
6．1 应急堆芯冷却系统的验收准则
3．4 风险
6．2 冷却剂丧失事故的关键性现象
参考文献
第十章 喷放阶段
1． 引言
2． 卸压波的传播
2．1 描述
2．2 模化
2．3 讨论
3． 不平衡态效应
3．1 描述
4． 小结
3．2 模化
4． 闪蒸边界的扩展
4．1 描述
4．2 模化
4．3 讨论
5． 两相流
5．1 主要特征的描述
5．2 模化
5．3 讨论
6． 临界流
符号表
6．1 描述
6．2 临界流对冷却剂丧失事故发展的影响
6．3 各个计算机程序中采用的模型
6．4 讨论
7． 喷放传热
7．1 概论
7．2 模化
7．3 讨论
8． 两相泵性状
8．1 描述
第二章 动力堆的概念和系统的综述
8．2 泵性状对冷却剂丧失事故进程的影响
8．3 模化
8．4 讨论
9． 小结
附录A． 不平衡态问题
A．1 总的进展
A．2 闪蒸流
A．3 干涸后传热
A．4 小结
符号表
第一篇 总论
1． 轻水核反应堆（LWR）
参考文献
第十一章 应急冷却水注入
1． 引言
2． 冷却剂丧失事故的事件序列
3． 应急堆芯冷却系统
4． 应急堆芯冷却期间的流体动力学现象和热力学现象
5． 结论性意见
参考文献
第十二章 再淹没传热和再温传热
1． 引言
1．1 压水反应堆
2． 流动现象
3． 未湿润区的传热
3．1 雾状冷却和弥散流传热
3．2 膜态沸腾
3．3 过渡沸腾
4． 再湿润过程
4．1 Leidenfrost现象
4．2 包壳里的热传导
4．3 再湿模型
5． 反应堆工况——各种参数的影响
1．2 沸水反应堆
6． 结论性意见
参考文献
第十三章 轻水堆系统安全分析
1． 引言
1．1 安全分析在轻水堆安全中的作用
1．2 分析研究的范围
2． 分析方法的进展
2．1 历史回顾
2．2 系统程序的技术进展
3． RELAP4/MOD6的描述和例题计算
2． 气冷反应堆
3．1 程序状况
3．2 模型描述
3．3 RELAP4例题计算
4． RELAP5的描述和例题计算
4．1 程序状况
4．2 模型描述
4．3 RELAP5例题计算
5． TRAC程序的描述和例题计算
5．1 目标和研制导则
5．2 研究现状
3． 增殖反应堆
5．3 模型描述
5．4 数值方法
5．5 TRAC例题计算
6． 结论
附录A． 用于轻水堆安全分析程序的几个数值方法的评述
A．1 引言
A．2 有限差分方程
A．3 解法
A．4 TRAC中的一维漂移流密度方程
4． 流态燃料反应堆
A．5 参考文献
参考文献
第四篇 一些专题
第十四章 自然对流冷却
1． 引言
2． 热工水力问题的清单
2．1 系统描述
2．2 传热流程的细节
2．3 流体流动
3． 各个部件中的热工水力现象
3．1 堆芯
5． 球型燃料反应堆
3．2 上腔室
3．3 管道
3．4 热交换器
3．5 下腔室
3．6 关于液态金属浮力流动的结果
4． 衰变热排除系统的效率
4．1 衰变热排除系统的特性
4．2 系统研究计划
4．3 系统动力学的若干结果
参考文献
6． 提要和结论
第十五章 两相流中的实验方法
1． 引言
2． 两相气—液流动型式
3． 电输出的浸入式探测器
3．1 电导装置
3．2 阻抗空泡计
3．3 热膜风速计
3．4 射频探头
3．5 微型热电偶探头
3．6 光学探头
第三章 安全问题——热工水力学考虑
4． 机械输出的浸入式探头
4．1 壁面杓
4．2 多孔取样段
4．3 等动力头取样探头
4．4 壁面剪切力和动量流密度测量装置
5． 流场外的测量装置
5．1 X射线和γ射线方法
5．2 β射线方法
5．3 中子方法
6． 小结
1． 引言
符号表
参考文献
第十六章 三里岛事故
1． 引言
2． 电厂
3． 事故前电厂的状态
4． 事故序列
4．1 始发事故
4．2 第1阶段：汽轮机紧急停转（0—6分钟）
4．3 第2阶段：冷却剂丧失（6—20分钟）
第一章 引言
2． 核反应堆的基本热工特征
4．4 第3阶段：连续卸压（20分钟—2小时）
4．5 第4阶段：升温瞬变（2—6小时）
4．6 第5阶段：持续卸压（6—11小时）
4．7 第6阶段：增压和最后确立的稳态冷却模式（13—16小时）
4．8 第7阶段：氢气囊的排除（1—8天）
5． 事故的结局和堆芯损坏
6． 事故后的剖析
7． 传热工程师的推断
3． 一些具体反应堆系统的特征
3．1 气冷堆
3．2 水冷堆
3．3 液态金属冷却堆
4． 反应堆的各种运行状态
5． 正常运行和运行瞬变
5．1 正常运行
5．2 正常运行中的变化
5．3 运行瞬变
1． 概述
6． 中等频率故障即失常工况
7． 稀有故障即紧急工况
8． 极限故障工况
9． 控制和保护系统
10． 专设安全系统
10．1 反应堆事故保护停堆
10．2 应急堆芯冷却系统
10．3 辅助给水系统
10．4 安全壳
11． 受保护事故和未受保护事故
1．1 历史的回顾
12． 电厂极限参数
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
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
13． 1979年3月三里岛2号堆事故的教训
缩写词
参考文献
第二篇 基本概念
第四章 轻水堆的瞬态响应
1． 压水堆的安全问题
1．1 压水堆的正常运行和运行瞬变
2． 核能的基本概念
1．2 压水堆的中等频率故障
1．3 压水堆的稀有故障
1．4 压水堆的极限故障
1．5 压水堆冷却剂丧失事故
1．6 压水堆的热工限值
2． 沸水堆的安全问题
2．1 沸水堆核锅炉系统的安全问题
2．2 个别操纵员的失误或设备失灵
2．3 沸水堆的热工限值
2．4 沸水堆的未能紧急停堆的预期瞬变（ATWS）
2．1 裂变过程
2．5 沸水堆的冷却剂丧失事故
2．6 沸水堆应急堆芯冷却系统的设计准则
2．7 沸水堆的雾滴分布问题
2．8 沸水堆逆向流流动限制造成的再淹没延迟
2．9 沸水堆的“蒸汽粘结”问题
2．10 沸水堆安全壳系统的安全问题
3． 提要和结论
参考文献
第五章 液态金属快增殖堆的瞬态响应
1． 引言
2．2 中子相互作用
2． 对电源全部丧失和流量惰走的响应
2．1 基本情况
2．2 EBR—Ⅱ的工作
2．3 FFTF的工作
2．4 PFR的工作
3． 意外反应性引入
3．1 反应堆瞬态超功率分析
3．2 自作用停堆系统
4． 组件内部的局部损坏（局部故障）
4．1 基本情况
2．3 中子扩散
4．2 现状
4．3 与反应堆运行安全有关的事情
5． 二次钠系统或蒸汽系统内的损坏
5．1 给水泵损坏
5．2 二回路钠泵的损坏
5．3 衰变热排除
6． 提要和结论
参考文献
第六章 单相流和两相流
1． 引言