第—章 引言与概述 1
引言 1
轻水堆的性能回顾 3
设计改进的基本方法 33
参考文献 37
第二章 轻水堆的热工设计 40
压水堆的热输出和控制 41
沸水堆的热输出和控制 55
正常运行中燃料棒的行为 67
附录2.1： W-3 DNB关系式 80
参考文献 82
第三章 反应堆瞬态分析 88
机械论评价：分析与试验 88
概率论评价：PRA 148
附录3.1无不凝结气体的回流冷凝 165
附录3.2有不凝结气体的回流冷凝 168
附录3.3临界两相流的排放速率 170
附录3.4 Biasi关系式 171
附录3.5 TRAC—PD2场方程 172
附录3.6 COBRA/TRAC程序中的双流体相守恒方程 174
附录3.7 TRAC—BD1场方程 175
附录3.8 RETACT守恒方程 177
参考文献 179
第四章 压水堆系统及革新 187
反应堆和一次冷却剂系统 18
蒸汽和能量转换系统 20
反应堆支持系统 205
停堆热量排出系统 211
专设安全设施和保护系统 217
反应堆控制和保护系统 223
废物处理系统 237
参考文献 240
第五章 沸水堆系统及革新 243
核锅炉 243
反应堆支持系统 251
余热排出系统 254
应急安全保障系统 257
运行控制与保护 268
废物处置与辐射监测 290
参考文献 297
第六章 安全壳的完整性和源项 298
安全壳系统的功能要求和分析 298
严重事故时的燃料行为和安全壳的完整性 312
六座特定核电厂中安全壳的载荷及性能 329
安全壳设计中的革新 348
附录6.1安全壳传热 350
参考文献 351
第七章 安全分析、工程管理与预防性维护 356
设计审查中的安全分析 357
核电厂配套设施设计和核电厂建造的工程管理 380
运行期间的预防性维护 384
参考文献 396
第八章 总结和结论 400
设计改进的一般原则 400
革新的评价和总结 405
关于研究开发工作的建议和结束语 415
索引 419