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反应堆安全工程学
  • （日）村主进编著；李学德，易敬源译 著
  • 出版社： 北京：原子能出版社
  • ISBN：15175·228
  • 出版时间：1980
  • 标注页数：252页
  • 文件大小：8MB
  • 文件页数：262页
  • 主题词：

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图书目录

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

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