核反應堆安全傳熱

第1章 核反應堆安全
　1.1 概述
　1.2 核反應堆安全的發展歷史
　1.3 核反應堆事故
　1.4 核反應堆安全系統
　1.5 反應堆安全性的發展
　復習思考題
第2章 核反應堆瞬態熱工分析
　2.1 表征冷卻劑熱工水力狀態的基本方程
　2.2 燃料元件的瞬態特性
　2.3 瞬態過程中反應堆功率計算
　復習思考題
第3章 自然循環流動與傳熱
　3.1 概述
　3.2 自然循環驅動壓頭
　3.3 強迫循環向自然循環的過渡
　3.4 各種因素對自然循環能力的影響
　3.5 自然循環與非能動安全系統
　復習思考題
第4章 核反應堆事故分析及傳熱
　4.1 反應堆失水事故
　4.2 失水事故的臨界流動
　4.3 事故過程的傳熱
　復習思考題
第5章 沸騰臨界后傳熱
　5.1 流動沸騰臨界
　5.2 沸騰臨界后傳熱
　5.3 非平衡態模型
　5.4 沸騰臨界后的傳熱計算關系式
　5.5 定位格架對十涸后傳熱的影響
　復習思考題
第6章 再淹沒傳熱和再濕傳熱
　6.1 概述
　6.2 驟冷的極限過程
　6.3 瞬態對流和准穩態驟冷模型
　6.4 驟冷過程的膜態沸騰
　6.5 沸騰臨界后的穩態對流傳熱
　6.6 堆芯失水后的再濕潤過程
　復習思考題
第7章 核反應堆嚴重事故后傳熱
　7.1 嚴重事故后的堆芯熔化過程
　7.2 壓力容器熔穿及熔液特性
　7.3 熔液與水相接觸的特性
　7.4 熔液與水接觸傳熱
　7.5 安全殼直接加熱過程的傳熱
　復習思考題
附錄
　附錄1 國際單位與工程單位的換算
　附錄2 核燃料的熱物性
　附錄3 包殼和結構材料的熱物性
　附錄4 貝塞爾函數
　附錄5 水的熱物性
　附錄6 飽和線上水和水蒸氣的幾個熱物性
參考文獻