目 录 3
第一篇 总论 3
第一章 引言 3
1． 概述 3
1.1历史的回顾 5
2．核能的基本概念 14
2.1裂变过程 14
2.2中子相互作用 19
2.3中子扩散 29
2.4稳态核反应堆 36
2.5瞬态核反应堆 49
3． 核安全的原理和实践 63
3.1核动力系统与常规动力系统的比较 63
3.2与环境的相互作用 64
3.3核安全和系统配置 65
3.4风险 67
4． 小结 69
符号表 71
第二章动力堆的概念和系统的综述 74
1．轻水核反应堆（LWR） 74
1.1压水反应堆 74
1.2沸水反应堆 76
2．气冷反应堆 80
3．增殖反应堆 81
4．流态燃料反应堆 83
5．球型燃料反应堆 83
6．提要和结论 84
第三章安全问题——热工水力学考虑 85
1．引言 85
2．核反应堆的基本热工特征 85
3．一些具体反应堆系统的特征 86
3.1气冷堆 86
3.2水冷堆 87
3.3液态金属冷却堆 88
4． 反应堆的各种运行状态 88
5.3运行瞬变 89
5.2正常运行中的变化 89
5．正常运行和运行瞬变 89
5.1正常运行 89
6． 中等频率故障即失常工况 90
7． 稀有故障即紧急工况 91
8．极限故障工况 92
9．控制和保护系统 92
10.2应急堆芯冷却系统 93
10.4安全壳 93
10.3辅助给水系统 93
10.1反应堆事故保护停堆 93
10．专设安全系统 93
11．受保护事故和未受保护事故 94
12．电厂极限参数 95
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 95
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 96
13．1979年3月三里岛2号堆事故的教训 96
缩写词 97
参考文献 97
1.1压水堆的正常运行和运行瞬变 101
1． 压水堆的安全问题 101
第四章轻水堆的瞬态响应 101
第二篇基本概念 101
1.2压水堆的中等频率故障 102
1.3压水堆的稀有故障 102
1.4压水堆的极限故障 103
1.5压水堆冷却剂丧失事故 104
1.6压水堆的热工限值 106
2．沸水堆的安全问题 108
2.2个别操纵员的失误或设备失灵 109
2.1沸水堆核锅炉系统的安全问题 109
2.3沸水堆的热工限值 110
2.4沸水堆的未能紧急停堆的预期瞬变（ATWS） 112
2.5沸水堆的冷却剂丧失事故 112
2.6沸水堆应急堆芯冷却系统的设计准则 113
2.7沸水堆的雾滴分布问题 116
2.8沸水堆逆向流流动限制造成的再淹没延迟 117
2.9沸水堆的“蒸汽粘结”问题 118
2.10沸水堆安全壳系统的安全问题 118
3．提要和结论 120
参考文献 121
第五章液态金属快增殖堆的瞬态响应 122
1． 引言 122
2．对电源全部丧失和流量惰走的响应 123
2.1基本情况 123
2.2 EBR-II的工作 124
2.3 FFTF的工作 127
2.4 PFR的工作 127
3．意外反应性引入 128
3.1反应堆瞬态超功率分析 130
3.2自作用停堆系统 133
4．组件内部的局部损坏（局部故障） 134
4.1基本情况 134
4.2现状 136
4.3与反应堆运行安全有关的事情 136
5． 二次钠系统或蒸汽系统内的损坏 137
5.1给水泵损坏 137
5.2二回路钠泵的损坏 137
6．提要和结论 138
5.3衰变热排除 138
参考文献 139
第六章单相流和两相流 141
1．引言 141
2．单相流 141
3．两相流 142
4．两相流流型 142
5．两相流模型 143
6．压力梯度和空泡份额的估算 145
7．主回路部件 147
8．逆向流动 151
9．临界流 152
10．动力学问题 153
11．结论性意见 153
参考文献 154
第七章单相传热和两相传热 157
1．引言 157
2．热工水力分析方法 158
3．垂直圆管内的传热区 158
4．单相液体传热 161
5． 欠热泡核沸腾起始点 162
6． 欠热泡核沸腾 164
7．饱和泡核沸腾区 165
8． 饱和泡核沸腾的抑制 165
9．两相强迫对流区 165
10．临界热流密度工况 167
12．过渡沸腾 171
13．欠热膜态沸腾和饱和膜态沸腾 171
11．超过临界热流密度后的传热 171
14．缺液区 173
15．单相蒸汽传热 176
16．不平衡态效应 176
17．瞬态效应 177
18．结论性意见 177
参考文献 177
第八章核系统安全模化 181
1．基本概念 181
2.1质量守恒 182
2．守恒方程 182
2.2动量守恒 183
2.3能量守恒 185
3．结构方程 188
4． 系统分类 191
5．轻水堆安全现象的模化 193
6．漂移流密度法 197
7．混合物模型 202
符号表 204
参考文献 205
第三篇 轻水堆的设计基准事故 209
第九章冷却剂丧失事故 209
1． 引言 209
2． 轻水堆的核蒸汽供应系统 210
2.1轻水堆的主冷却系统 210
2.2轻水堆的应急堆芯冷却系统（ECCS） 216
3．冷却剂丧失事故 222
3.1始发事件 222
3.2冷却剂丧失事故的分类 223
4． 冷却剂丧失事故的过程 225
4.1压水堆核电厂的大破口冷却剂丧失事故 226
4.2沸水堆核电厂的大破口冷却剂丧失事故 235
4.3小破口冷却剂丧失事故 237
5． 没有有效的应急堆芯冷却系统的冷却剂丧失事故 242
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 242
6.1应急堆芯冷却系统的验收准则 242
6.2冷却剂丧失事故的关键性现象 243
参考文献 246
第十章喷放阶段 247
1． 引言 247
2．卸压波的传播 248
2.1描述 248
2.2模化 249
2.3讨论 249
3．不平衡态效应 249
3.1描述 249
3.2模化 250
4.1 描述 251
4． 闪蒸边界的扩展 251
4.2模化 252
4.3讨论 252
5． 两相流 253
5.1主要特征的描述 253
5.2模化 254
5.3讨论 255
6． 临界流 255
6.1描述 255
6.2临界流对冷却剂丧失事故发展的影响 256
6.3各个计算机程序中采用的模型 257
6.4讨论 259
7． 喷放传热 259
7.1概论 259
7.2模化 261
7.3讨论 264
8．两相泵性状 265
8.1描述 265
8.2泵性状对冷却剂丧失事故进程的影响 265
8.4讨论 266
8.3模化 266
9． 小结 267
附录A． 不平衡态问题 267
A.1总的进展 268
A.2闪蒸流 270
A.3干涸后传热 279
A.4小结 284
符号表 287
参考文献 288
2． 冷却剂丧失事故的事件序列 292
第十一章应急冷却水注入 292
1． 引言 292
3．应急堆芯冷却系统 294
4． 应急堆芯冷却期间的流体动力学现象和热力学现象 296
5．结论性意见 300
参考文献 300
第十二章再淹没传热和再湿传热 302
1． 引言 302
2． 流动现象 302
3.1雾状冷却和弥散流传热 304
3． 未湿润区的传热 304
3.2膜态沸腾 308
3.3过渡沸腾 309
4．再湿润过程 310
4.1 Leidenfrost现象 310
4.2包壳里的热传导 311
4.3再湿模型 311
5． 反应堆工况——各种参数的影响 313
6．结论性意见 316
参考文献 317
第十三章轻水堆系统安全分析 319
1． 引言 319
1.1安全分析在轻水堆安全中的作用 320
1.2分析研究的范围 320
2．分析方法的进展 322
2.1历史回顾 322
2.2系统程序的技术进展 327
3．RELAP4/MOD6的描述和例题计算 327
3.1程序状况 327
3.2模型描述 328
3.3 RELAP4例题计算 331
4． RELAP5的描述和例题计算 335
4.1程序状况 335
4.2模型描述 335
4.3 RELAP5例题计算 340
5．TRAC程序的描述和例题计算 347
5.1目标和研制导则 348
5.2研究现状 348
5.3模型描述 349
5.4数值方法 351
5.5 TRAC例题计算 352
6．结论 358
附录A． 用于轻水堆安全分析程序的几个数值方法的评述 358
A.1 引言 358
A.2有限差分方程 359
A.3解法 360
A.4 TRAC中的一维漂移流密度方程 361
参考文献 364
A.5参考文献 364
第四篇一些专题 371
第十四章自然对流冷却 371
1． 引言 371
2． 热工水力问题的清单 372
2.1 系统描述 372
2.2传热流程的细节 373
2.3流体流动 373
3.1堆芯 375
3．各个部件中的热工水力现象 375
3.2上腔室 376
3.3管道 377
3.4热交换器 378
3.5下腔室 378
3.6关于液态金属浮力流动的结果 378
4．衰变热排除系统的效率 379
4.1衰变热排除系统的特性 379
4.2系统研究计划 380
4.3系统动力学的若干结果 380
参考文献 383
第十五章两相流中的实验方法 386
1． 引言 386
2． 两相气－液流动型式 389
3．电输出的浸入式探测器 390
3.1 电导装置 390
3.2阻抗空泡计 398
3.3热膜风速计 399
3.4射频探头 405
3.5微型热电偶探头 408
3.6光学探头 410
4．机械输出的浸入式探头 416
4.1壁面杓 416
4.2多孔取样段 417
4.3等动力头取样探头 419
4.4壁面剪切力和动量流密度测量装置 421
5． 流场外的测量装置 422
5.1 X射线和γ射线方法 423
5.2 β射线方法 426
5.3中子方法 427
符号表 429
参考文献 429
6． 小结 429
第十六章三里岛事故 441
1． 引言 441
2． 电厂 441
3．事故前电厂的状态 443
4.1始发事故 444
4.2第1阶段：汽轮机紧急停转（0—6分钟） 444
4． 事故序列 444
4.3第2阶段：冷却剂丧失（6—20分钟） 445
4.4第3阶段：连续卸压（20分钟—2小时） 447
4.5第4阶段：升温瞬变（2—6小时） 447
4.6第5阶段：持续卸压（6—11小时） 448
4.7第6阶段：增压和最后确立的稳态冷却模式（13—16小时） 449
4.8第7阶段：氢气囊的排除（1—8天） 451
5．事故的结局和堆芯损坏 451
6．事故后的剖析 452
7．传热工程师的推断 453