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核电厂安全传热 by (美)O.C.琼斯(编);贺安全 is a book available to read on EtoBox.

What is 核电厂安全传热 about?

封面 1 版权 2 前言 3 目录 6 目 录 16 第一篇 总论 16 第一章 引言 16 1． 概述 16 1.1历史的回顾 18 2．核能的基本概念 27 2.1裂变过程 27 2.2中子相互作用 32 2.3中子扩散 42 2.4稳态核反应堆 49 2.5瞬态核反应堆 62 3． 核安全的原理和实践 76 3.1核动力系统与常规动力系统的比较 76 3.2与环境的相互作用 77 3.3核安全和系统配置 78 3.4风险 80 4． 小结 82 符号表 84 第二章动力堆的概念和系统的综述 87 1．轻水核反应堆（LWR） 87 1.1压水反应堆 87 1.2沸水反应堆 89 2．气冷反应堆 93 3．增殖反应堆 94 4．流态燃料反应堆 96 5．球型燃料反应堆 96 6．提要和结论 97 第三章安全问题——热工水力学考虑 98 1．引言 98 2．核反应堆的基本热工特征 98 3．一些具体反应堆系统的特征 99 3.1气冷堆 99 3.2水冷堆 100 3.3液态金属冷却堆 101 4． 反应堆的各种运行状态 101 5．正常运行和运行瞬变 102 5.1正常运行 102 5.2正常运行中的变化 102 5.3运行瞬变 102 6． 中等频率故障即失常工况 103 7． 稀有故障即紧急工况 104 8．极限故障工况 105 9．控制和保护系统 105 10．专设安全系统 106 10.1反应堆事故保护停堆 106 10.2应急堆芯冷却系统 106 10.3辅助给水系统 106 10.4安全壳 106 11．受保护事故和未受保护事故 107 12．电厂极限参数 108 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 108 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 109 13．1979年3月三里岛2号堆事故的教训 109 缩写词 110 参考文献 110 第二篇基本概念 114 第四章轻水堆的瞬态响应 114 1． 压水堆的安全问题 114 1.1压水堆的正常运行和运行瞬变 114 1.2压水堆的中等频率故障 115 1.3压水堆的稀有故障 115 1.4压水堆的极限故障 116 1.5压水堆冷却剂丧失事故 117 1.6压水堆的热工限值 119 2．沸水堆的安全问题 121 2.1沸水堆核锅炉系统的安全问题 122 2.2个别操纵员的失误或设备失灵 122 2.3沸水堆的热工限值 123 2.4沸水堆的未能紧急停堆的预期瞬变（ATWS） 125 2.5沸水堆的冷却剂丧失事故 125 2.6沸水堆应急堆芯冷却系统的设计准则 126 2.7沸水堆的雾滴分布问题 129 2.8沸水堆逆向流流动限制造成的再淹没延迟 130 2.9沸水堆的“蒸汽粘结”问题 131 2.10沸水堆安全

Author

(美)O.C.琼斯(编);贺安全

Publisher

北京:原子能出版社

Published

1988

Language

ZH

ISBN

9787502200510