轻水堆设计改进原理

出版时间：1992-02  出版社：原子能出版社  作者：���(美)  页数：427  字数：376000  译者：邵向业/等  

内容概要

本书系汤烺孙博士之近作，主要内容包括：轻水堆核电厂的运行经验；轻水堆核电厂在正常情况下的热工设计、设计革新和新的设计方法；轻水堆的瞬态分析：压水堆和沸水堆的系统和革新；在严重事故时安全壳的性能分析及燃料行为，并推荐了设计中的改进方面；介绍了安全分析方法、施工管理和预防性维护等。    本书可作为高等院校有关专业研究生的参考书，并可供核电领域的设计、建造、运行人员参考。

书籍目录

前言符号表缩写词换算表第一章  引言与概述  引言  轻水堆的性能回顾  设计改进的基本方法  参考文献第二章  轻水堆的热工设计  压水堆的热输出和控制  沸水堆的热输出和控制  正常运行中燃料棒的行为  附录2.1：W－3DNB关系式  参考文献第三章  反应堆瞬态分析  机械论评价：分析与试验  概率论评价：PRA  附录3.1  无不凝结气体的回流冷凝  附录3.2  有不凝结气体的回流冷凝  附录3.3  临界两相流的排放速率  附录3.4  Biasi关系式  附录3.5  TRAC－PD2场方程  附录3.6  COBRA/TRAC程序中的双流体相守恒方程  附录3.7  TRAC－BD1场方程  附录3.8  RETACT守恒方程  参考文献第四章  压水堆系统及革新  反应堆和一次冷却剂系统  蒸汽和能量转换系统  反应堆支持系统  停堆热量排出系统  专设安全设施和保护系统  反应堆控制和保护系统  废物处理系统  参考文献第五章  沸水堆系统及革新  核锅炉  反应堆支持系统  余热排出系统  应急安全保障系统  运行控制与保护  废物处置与辐射监测  参考文献第六章  安全壳的完整性和源项  安全壳系统的功能要求和分析  严重事故时的燃料行为和安全壳的完整性  六座特定核电厂中安全壳的载荷及性能  安全壳设计中的革新  附录6.1  安全壳传热  参考文献第七章  安全分析、工程管理与预防性维护  设计审查中的安全分析  核电厂配套设施设计和核电厂建造的工程管理  运行期间的预防性维护  参考文献第八章  总结和结论  设计改进的一般原则  革新的评价和总结  关于研究开发工作的建议和结束语  索引