核反應(yīng)堆設(shè)計(jì)原理

第一章 緒論
第一節(jié) 引言
第二節(jié) 核能在我國能源發(fā)展中的作用
第三節(jié) 典型核動力堆
一、壓水堆
二、重水堆
三、高溫氣冷堆
四、鈉冷快中子堆
五、聚變－裂變混合堆
第四節(jié) 本書的內(nèi)容和范圍
參考文獻(xiàn)
第二章 核反應(yīng)堆設(shè)計(jì)概論
第一節(jié) 引言
第二節(jié) 堆芯設(shè)計(jì)綜述
一、堆芯物理設(shè)計(jì)
二、堆芯熱工水力設(shè)計(jì)
三、堆芯結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)
四、安全評價(jià)與經(jīng)濟(jì)分析
第三節(jié) 堆芯設(shè)計(jì)準(zhǔn)則
一、堆芯物理設(shè)計(jì)準(zhǔn)則
二、堆芯熱工設(shè)計(jì)準(zhǔn)則
第四節(jié) 堆芯方案設(shè)計(jì)計(jì)算流程
一、堆芯總體方案設(shè)計(jì)模塊
二、宏觀群常數(shù)模塊
三、通量－功率－反應(yīng)性模塊
四、熱工－水力模塊
五、控制－調(diào)節(jié)模塊
六、燃耗模塊
七、燃耗經(jīng)濟(jì)分析模塊
第五節(jié) 堆芯主要參數(shù)的確定
一、堆芯方案設(shè)計(jì)的任務(wù)
二、堆芯幾何大小的確定
三、基本燃料柵元的確定
四、反應(yīng)性控制設(shè)計(jì)
五、堆芯內(nèi)燃料管理方案設(shè)計(jì)
六、堆芯熱工參數(shù)的確定
參考文獻(xiàn)
第三章 堆芯物理設(shè)計(jì)計(jì)算
第一節(jié) 堆芯物理設(shè)計(jì)計(jì)算綜述
一、設(shè)計(jì)計(jì)算流程
二、設(shè)計(jì)計(jì)算的計(jì)算機(jī)程序
第二節(jié) 群常數(shù)的計(jì)算
一、引言
二、核截面數(shù)據(jù)庫
三、計(jì)算少群常數(shù)的基本方法
四、柵元的平均少群常數(shù)計(jì)算程序（LEOPARD）
五、燃料組件平均的少群常數(shù)計(jì)算
第三節(jié) 功率分布和反應(yīng)性設(shè)計(jì)計(jì)算
一、引言
二、基本的計(jì)算理論
三、功率分布及不均勻系數(shù)
四、反應(yīng)性設(shè)計(jì)計(jì)算
五、動態(tài)參數(shù)的計(jì)算
第四節(jié) 燃耗分析和堆芯燃料管理
一、引言
二、燃耗分析的基本方法
三、燃耗計(jì)算程序簡介
四、燃料柵元燃耗計(jì)算
五、堆芯燃耗計(jì)算與燃料管理
參考文獻(xiàn)
第四章 堆芯熱工水力設(shè)計(jì)
第一節(jié) 引言
一、熱工水力設(shè)計(jì)的主要任務(wù)
二、計(jì)算模型和數(shù)值分析方法
三、設(shè)計(jì)參數(shù)的選擇
第二節(jié) 單通道模型穩(wěn)態(tài)熱工設(shè)計(jì)
一、一般步驟和方法
二、平均通道計(jì)算
三、熱通道計(jì)算
第三節(jié) 子通道模型熱工分析
一、引言
二、流體動力學(xué)方程
三、兩相流模型
四、方程的求解
五、全堆芯分析
參考文獻(xiàn)
第五章 核反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)和燃料元件的設(shè)計(jì)
第一節(jié) 引言
第二節(jié) 典型核反應(yīng)堆簡述
一、壓水堆
二、重水堆
三、高溫氣冷堆
四、鈉冷快中子堆
五、聚變－裂變混合堆
第三節(jié) 結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)簡述
一、反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)及其作用
二、反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)要求
三、燃料元件的結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)
四、輕水堆燃料元件設(shè)計(jì)準(zhǔn)則和限制
第四節(jié) 輕水堆燃料元件簡化模型程序
一、程序適用范圍
二、計(jì)算步驟與公式
第五節(jié) 燃料元件微觀模型程序
一、假設(shè)條件
二、力學(xué)方程
三、應(yīng)力的位移解法
四、軸向力平衡
五、時(shí)間步進(jìn)
六、芯塊開裂的影響
第六節(jié) 高溫氣冷堆燃料元件
一、石墨包殼的輻照壽命
二、力學(xué)方程
三、有限元解法
參考文獻(xiàn)
第六章 反應(yīng)堆安全分析
第一節(jié) 引言
一、反應(yīng)堆安全分析的目的
二、運(yùn)行與事故工況的分類及其驗(yàn)收準(zhǔn)則
第二節(jié) 安全分析模型與程序概論
一、核電廠系統(tǒng)分析模型與程序
二、核電廠部件分析程序
三、堆芯中子物理分析程序
四、燃料元件行為分析程序
五、放射性后果分析程序
第三節(jié) 典型安全分析程序
一、TRAC－PF1的流體動力學(xué)模型
二、構(gòu)件熱傳導(dǎo)模型
三、數(shù)值處理和求解方法
四、系統(tǒng)的部件模化
第四節(jié) 典型事故的安全分析
一、壓水堆系統(tǒng)的部件劃分
二、壓力容器內(nèi)的節(jié)段劃分
三、穩(wěn)態(tài)和瞬態(tài)計(jì)算結(jié)果的分析
第五節(jié) 反應(yīng)堆概率安全評價(jià)方法
一、概率安全評價(jià)的基本方法
二、主要研究成果及方法的局限性
參考文獻(xiàn)
附錄A ASME規(guī)范中的一些規(guī)定
附錄B 彈性力學(xué)中的基本符號與公式
附錄C 國際單位制（SI）