核反應(yīng)堆安全傳熱（國防特色教材.核科學(xué)與技術(shù)）

第1章 核反應(yīng)堆安全
　1.1 概述
　1.2 核反應(yīng)堆安全的發(fā)展歷史
　1.3 核反應(yīng)堆事故
　1.4 核反應(yīng)堆安全系統(tǒng)
　1.5 反應(yīng)堆安全性的發(fā)展
　復(fù)習(xí)思考題
第2章 核反應(yīng)堆瞬態(tài)熱工分析
　2.1 表征冷卻劑熱工水力狀態(tài)的基本方程
　2.2 燃料元件的瞬態(tài)特性
　2.3 瞬態(tài)過程中反應(yīng)堆功率計算
　復(fù)習(xí)思考題
第3章 自然循環(huán)流動與傳熱
　3.1 概述
　3.2 自然循環(huán)驅(qū)動壓頭
　3.3 強迫循環(huán)向自然循環(huán)的過渡
　3.4 各種因素對自然循環(huán)能力的影響
　3.5 自然循環(huán)與非能動安全系統(tǒng)
　復(fù)習(xí)思考題
第4章 核反應(yīng)堆事故分析及傳熱
　4.1 反應(yīng)堆失水事故
　4.2 失水事故的臨界流動
　4.3 事故過程的傳熱
　復(fù)習(xí)思考題
第5章 沸騰臨界后傳熱
　5.1 流動沸騰臨界
　5.2 沸騰臨界后傳熱
　5.3 非平衡態(tài)模型
　5.4 沸騰臨界后的傳熱計算關(guān)系式
　5.5 定位格架對十涸后傳熱的影響
　復(fù)習(xí)思考題
第6章 再淹沒傳熱和再濕傳熱
　6.1 概述
　6.2 驟冷的極限過程
　6.3 瞬態(tài)對流和準穩(wěn)態(tài)驟冷模型
　6.4 驟冷過程的膜態(tài)沸騰
　6.5 沸騰臨界后的穩(wěn)態(tài)對流傳熱
　6.6 堆芯失水后的再濕潤過程
　復(fù)習(xí)思考題
第7章 核反應(yīng)堆嚴重事故后傳熱
　7.1 嚴重事故后的堆芯熔化過程
　7.2 壓力容器熔穿及熔液特性
　7.3 熔液與水相接觸的特性
　7.4 熔液與水接觸傳熱
　7.5 安全殼直接加熱過程的傳熱
　復(fù)習(xí)思考題
附錄
　附錄1 國際單位與工程單位的換算
　附錄2 核燃料的熱物性
　附錄3 包殼和結(jié)構(gòu)材料的熱物性
　附錄4 貝塞爾函數(shù)
　附錄5 水的熱物性
　附錄6 飽和線上水和水蒸氣的幾個熱物性
參考文獻