核反应堆安全传热（国防特色教材.核科学与技术）

　　《核反应堆安全传热》系统全面地介绍了核反应堆安全传热的专业知识，书中内容涵盖了有关反应堆瞬态运行及事故过程的堆芯传热，介绍了严重事故发生后燃料及其冷却剂的传热特性、严重事故过程中一些特殊情况下的传热机理，分析了反应堆的安全传热过程。《核反应堆安全传热》包括核反应堆安全及核反应堆瞬态热工分析、自然循环流动与传热、核反应堆沸腾临界后传热、再淹没传热、冉湿传热和反应堆熔堆后的传热等内容。书中涉及的学科知识内容广泛、覆盖专业面较宽、综合性强，内容反映了目前先进反应堆的非能动安全进展以及安全传热的新理论和新方法，使学生可以了解到先进反应堆安全传热研究的发展趋势。本教材可供高等院校核能科学与工程专业的研究生使用，也可作为核动力工程专业技术人员的培训教材和参考书。

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第1章 核反应堆安全
　1.1 概述
　1.2 核反应堆安全的发展历史
　1.3 核反应堆事故
　1.4 核反应堆安全系统
　1.5 反应堆安全性的发展
　复习思考题
第2章 核反应堆瞬态热工分析
　2.1 表征冷却剂热工水力状态的基本方程
　2.2 燃料元件的瞬态特性
　2.3 瞬态过程中反应堆功率计算
　复习思考题
第3章 自然循环流动与传热
　3.1 概述
　3.2 自然循环驱动压头
　3.3 强迫循环向自然循环的过渡
　3.4 各种因素对自然循环能力的影响
　3.5 自然循环与非能动安全系统
　复习思考题
第4章 核反应堆事故分析及传热
　4.1 反应堆失水事故
　4.2 失水事故的临界流动
　4.3 事故过程的传热
　复习思考题
第5章 沸腾临界后传热
　5.1 流动沸腾临界
　5.2 沸腾临界后传热
　5.3 非平衡态模型
　5.4 沸腾临界后的传热计算关系式
　5.5 定位格架对十涸后传热的影响
　复习思考题
第6章 再淹没传热和再湿传热
　6.1 概述
　6.2 骤冷的极限过程
　6.3 瞬态对流和准稳态骤冷模型
　6.4 骤冷过程的膜态沸腾
　6.5 沸腾临界后的稳态对流传热
　6.6 堆芯失水后的再湿润过程
　复习思考题
第7章 核反应堆严重事故后传热
　7.1 严重事故后的堆芯熔化过程
　7.2 压力容器熔穿及熔液特性
　7.3 熔液与水相接触的特性
　7.4 熔液与水接触传热
　7.5 安全壳直接加热过程的传热
　复习思考题
附录
　附录1 国际单位与工程单位的换算
　附录2 核燃料的热物性
　附录3 包壳和结构材料的热物性
　附录4 贝塞尔函数
　附录5 水的热物性
　附录6 饱和线上水和水蒸气的几个热物性
参考文献