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1． 反应堆安全工程学概论（村主进） 1

1.1核发电的历史 1

目录 1

1.2核裂变和链式反应 2

1.3核电站的组成 6

1.4堆内放射性物质的处理措施 8

1.5反应堆主冷却剂系统的完整性 10

1.6关于反应堆主冷却剂系统管道断裂 11

的处理措施 11

1.7反应性的控制 13

2． 核电站的安全设计现状（川崎稔） 16

2.1安全设计原则 16

2.2反应性的控制 17

2.3反应堆保护系统 20

2.4.2沸水型核电站的工程安全设施 23

2.4工程安全设施 23

2.4.1设计原则 23

2.4.3压水型核电站的工程安全设施 29

2.5放射性废物处理 33

3．燃料的完整性（森岛淳好原山泰雄） 37

3.1燃料完整性的设计思想 37

3.2轻水堆燃料的简略结构 37

3.2.1沸水堆燃料组件 38

3.2.2压水堆燃料组件 40

3.3燃料棒的完整性 40

3.3.1燃料和包壳的最高温度限制 40

3.3.2最大热负荷的限制 42

3.3.3二氧化铀芯块的性质 42

3.3.4作用在包壳上的应力和应变 43

4.1基本设计思想 47

4． 反应堆设备和结构的完整性 47

（藤村理人宫园昭八郎宇贺丈雄） 47

4.2结构的破损和完整性 48

4.3结构设计方法的发展 52

4.4结构材料的选择 56

4.5质量保证 62

4.6反应堆设备和结构破损的假想模型 64

4.7设计许用应力的合理性 69

4.8高温结构的强度设计方法 75

4.9 反应堆运行状态的疲劳损伤 77

4.10小型单向受力试件的疲劳分析 78

4.11结构模型试验的分析 83

5．在役检查（木下武彦） 92

5.1在役检查的必要性 92

5.2 ASME规范第Ⅺ篇 93

5.3在役检查用的仪器 98

5.4在役检查的实例 104

6． 冷却剂的泄漏检查（川崎稔） 106

6.1前言 106

6.2允许泄漏量 108

6.3泄漏检查装置 111

6.3.1泄漏检查方法 111

6.3.2探测灵敏度和响应时间 115

6.3.3其他应考虑的事项 117

6.4泄漏探测的实例 118

7. 失水事故分析（村主进斯波正谊） 122

7.1前言 122

7.2失水事故分析中的判断标准 123

7.3分析失水事故时应该具备的条件 123

7.4沸水堆失水事故的分析 124

7.5压水堆失水事故的分析 128

8． 喷射传热流动（岛宗弘治安达公道） 133

8.1前言 133

8.2两相流动传热 134

8.3 ROSA-Ⅰ上的喷射实验 136

8.4半尺寸喷射及堆芯危急冷却系统实验 141

8.5 ROSA-Ⅱ上的喷射及堆心危急 146

冷却系统实验 146

9． 再淹没传热流动（山崎弥三郎 能泽正雄） 155

9.1前言 155

9.2再淹没过程的传热 155

9.3压水堆的再淹没实验 158

9.3.1 PWR-FLECHT实验 158

9.3.2 日本原子能研究所的再淹没实验 161

9.4.1 BWR-FLECHT实验 164

9.4沸水堆的再淹没实验 164

9.4.2淹没冷却效果实验 166

10． 失水事故时燃料的特性（川崎了） 167

10.1前言 167

10.2失水事故时的燃料特性 167

10.3包壳的隆起和破裂 168

10.4锆合金－水蒸汽反应 171

10.5包壳吸收氧引起的机械性质的变化 174

10.6辐照效应 178

11.事故时碘的转移过程（木谷进） 181

11.1前言 181

11.2失水事故时燃料释出的裂变产物 181

11.3燃料释出碘的转移过程 183

11.4安全壳喷淋除碘 188

11.5活性炭除碘 190

12． 关于反应性事故的安全性（石川迪夫） 195

12.1前言 195

12.2瞬发临界和失控功率 196

12.3失控功率的上升速度（堆周期） 197

12.4 自调性 198

12.5失控功率的抑制 200

12.6燃料的破坏和破坏力的产生 201

12.7反应性事故的分析 202

12.8关于反应性事故的动特性分析模型 204

12.8.1绝热点堆动特性分析模型 204

12.8.2物理热工水力综合动特性分析模型 206

12.8.3空间动特性分析模型 208

12.9破坏力分析模型 209

12.10动特性实验 209

12.10.1失控功率的性质 210

12.10.2反应堆的运行条件和失控功率 214

12.11反应堆的破坏实验 217

12.12 SPERT-CDC实验 221

12.13 NSRR研究计划 224

13．核电站的事故和故障（村主进） 232

13.1前言 232

13.2事故和故障的发生频率及其内容 233

13.3反应堆主冷却剂系统管道的裂纹 235

13.4控制棒及其驱动机构的故障 238

13.5其他异常运行和故障 239

13.6温斯克尔反应堆事故 240

13.7 SL-1的事故 241

13.8结束语 242

译名对照表 244