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海洋核動力平台安全研究(精)/先進核反應堆技術叢書

  • 作者：編者:于俊崇|責編:張瀟|總主編:于俊崇
  • 出版社：上海交大
  • ISBN：9787313272942
  • 出版日期：2023/01/01
  • 裝幀：精裝
  • 頁數：204
人民幣：RMB 118 元      售價：元
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內容大鋼
    本書為「先進核反應堆技術叢書」之一。本書從海洋核動力平台安全設計的基本方法、原則和原理出發，對海洋核動力平台安全問題進行了全方位的研究。主要內容包括海洋核動力平台的安全研究的總目標和基本原則、臨界安全與反應性控制、熱工安全與堆芯冷卻、輻射防護與屏蔽設計、海洋核動力結構力學設計、固有安全設計、耐事故能力設計、平台總體布置、嚴重事故預防與緩解、徵兆導嚮應急事故規程、海上核動力平台核應急和傾斜搖擺影響分析等。本書可供廣大核動力科學愛好者閱讀了解，是我國廣大有志於從事海洋核動力平台設計工作的研究生和已經從事設計工作的工程科研人員不可多得的參考資料與工具書。
作者介紹
編者:于俊崇|責編:張瀟|總主編:于俊崇
    于俊崇，中國工程院院士，中國核動力研究設計院研究員，中央直接掌握聯繫的高級專家，國內核動力領域技術權威及領軍人物，著有《船用核動力》《中國能源研究概覽》等。長期從事核反應堆工程研製及設計研究工作，在負責策劃、組織工程設計、支持關鍵技術攻關等方面發揮了關鍵作用，作出了重大貢獻。獲全國五一獎章、國家重大貢獻獎及金質獎章、國家科技進步二等獎、全軍科技進步一等獎、國防科技進步一等獎等多種獎項；榮立國防科工委A、B工程一等功；入選中國「核工業功勛榜」人物。
目錄
第1章  概述
  1.1  海洋核動力的應用方向
  1.2  海洋核動力的安全性
  1.3  海洋核動力技術瓶頸及發展趨勢
  參考文獻
第2章  安全研究的總目標和基本原則
  2.1  海洋核動力平台的特點
  2.2  核安全基本目標
  2.3  核安全基本原則
  參考文獻
第3章  臨界安全與反應性控制
  3.1  基本模型
    3.1.1  基本概念
    3.1.2  點堆中子動力學模型
  3.2  臨界安全與反應性控制相關要求
    3.2.1  裝料、啟動與停堆的安全要求
    3.2.2  運行與設計工具相關的要求
  3.3  反應性的影響因素和控制手段
    3.3.1  燃耗
    3.3.2  反應性反饋
    3.3.3  反應性控制手段
  3.4  反應性監測與測量
    3.4.1  反應性方程與周期法測量反應性
    3.4.2  緊急停堆與落棒法測量棒價值
    3.4.3  逆動態方法與源倍增方法
  3.5  精確點堆模型與α本征值
    3.5.1  精確點堆模型
    3.5.2  α本征值
  3.6  反應堆物理計算程序簡介
    3.6.1  蒙特卡羅方法
    3.6.2  確定論方法
  參考文獻
第4章  熱工安全與堆芯冷卻
  4.1  熱工設計準則
  4.2  熱工安全設計主要內容
  4.3  常用的熱工安全設計程序
  4.4  海洋條件下熱工安全目標實現
    4.4.1  海洋核動力裝置安全分析原則和事故分類
    4.4.2  海洋核動力裝置安全系統配置
  參考文獻
第5章  輻射防護與屏蔽設計
  5.1  輻射防護設計基本原則和要求
  5.2  輻射分區設計
  5.3  屏蔽設計
  5.4  輻射監測設計
    5.4.1  隔間輻射監測系統設計要求
    5.4.2  工藝輻射監測系統設計要求
  參考文獻
第6章  海洋核動力結構力學設計
  6.1  船用核動力裝置結構力學設計特殊考慮

    6.1.1  抗傾斜設計
    6.1.2  抗搖擺設計
  6.2  船用核動力結構力學分析的理論與方法
    6.2.1  應力分析理論與方法
    6.2.2  疲勞分析理論與方法
  參考文獻
第7章  固有安全設計
  7.1  固有安全的定義及發展歷程
    7.1.1  固有安全的定義與分類
    7.1.2  固有安全技術的發展歷程
  7.2  海洋核動力固有安全設計的特點
  7.3  海洋核動力的固有安全系統
    7.3.1  反應性自穩控制的中子學參數
    7.3.2  非能動安全注射系統
    7.3.3  非能動餘熱排出系統
  7.4  海洋核動力的固有安全設計
    7.4.1  堆芯反應性係數設計
    7.4.2  非能動餘熱排出系統設計
    7.4.3  非能動安全注射系統設計
  7.5  國內外海洋核動力的固有安全設計現狀
    7.5.1  OFNP（美國）
    7.5.2  Flexblue（法國）
    7.5.3  MRX/PSRD（日本）
    7.5.4  DRX和SCR（日本）
    7.5.5  KLT-40S（俄羅新）
    7.5.6  ACP100（中國海南昌江）
  參考文獻
第8章  耐事故能力設計
  8.1  熱工安全設計
    8.1.1  總體熱工參數選擇
    8.1.2  反應堆冷卻劑流量的選擇
    8.1.3  反應堆平均溫度選擇
  8.2  保護參數論證
    8.2.1  保護參數設置
    8.2.2  保護參數整定值論證
    8.2.3  保護參數方案設計優化
  8.3  耐事故燃料的措施與研究進展
    8.3.1  耐事故燃料
    8.3.2  耐事故包殼
  參考文獻
第9章  海洋核動力平檯布置型式及發展趨勢
  9.1  反應堆冷卻劑系統簡介
    9.1.1  系統功能及設計要求
    9.1.2  系統組成及布置
  9.2  布置方式簡介
    9.2.1  分散布置
    9.2.2  緊湊布置
    9.2.3  一體化布置
  9.3  海洋核動力平檯布置要求及發展趨勢
    9.3.1  海洋核動力平檯布置要求

    9.3.2  海洋條件核動力裝置布置的發展趨勢
  參考文獻
第10章  嚴重事故預防與緩解
  10.1  反應堆嚴重事故現象及過程
    10.1.1  嚴重事故基本概念
    10.1.2  嚴重事故重要現象
  10.2  嚴重事故的預防措施
  10.3  嚴重事故的緩解
    10.3.1  堆腔注水系統
    10.3.2  可燃氣體控制策略
  參考文獻
第11章  徵兆導嚮應急事故規程
  11.1  應急事故規程的發展歷程
  11.2  應急事故規程開發
    11.2.1  技術路線
    11.2.2  關鍵問題
  11.3  華龍一號應急事故規程體系
    11.3.1  最佳恢復導則
    11.3.2  華龍一號徵兆導嚮應急事故規程應用
  參考文獻
第12章  海洋核動力平台核應急
  12.1  核應急相關政策法規簡介
    12.1.1  法律和法規
    12.1.2  核應急組織
    12.1.3  核應急設施及設備
  12.2  海洋核動力平台核應急特點
    12.2.1  應急狀態分級
    12.2.2  應急分級水平
    12.2.3  應急分級矩陣
  12.3  海洋核動力平台應急區
    12.3.1  劃分標準
    12.3.2  近海及遠海應急區
  參考文獻
第13章  傾斜搖擺影響分析
  13.1  傾斜搖擺條件下的流動與換熱現象
  13.2  傾斜搖擺條件下的流動不穩定性
  13.3  傾斜搖擺條件下的傳熱惡化現象
  13.4  傾斜搖擺條件下的力場特徵
  參考文獻
索引

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