![闭式燃料循环的钠冷快堆 普通图书/自然科学 [印度] Baldev Raj（巴尔德夫·拉杰） P.Chellapandi（P. 切拉潘迪） P.R. Vasudeva Rao（P.R. 瓦舒德珐·劳）|译者:张智刚 陈广亮 高凯 刘宏 国防工业 9787118943](https://www0.kfzimg.com/sw/kfz-cos/kfzimg/bbffefff/5951fb8cc316f517_b.jpg)
闭式燃料循环的钠冷快堆 普通图书/自然科学 [印度] Baldev Raj（巴尔德夫·拉杰） P.Chellapandi（P. 切拉潘迪） P.R. Vasudeva Rao（P.R. 瓦舒德珐·劳）|译者:张智刚 陈广亮 高凯 刘宏 国防工业 9787118943
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作者[印度] Baldev Raj（巴尔德夫·拉杰） P.Chellapandi（P. 切拉潘迪） P.R. Vasudeva Rao（P.R. 瓦舒德珐·劳）|译者:张智刚 陈广亮 高凯 刘宏
出版社国防工业
ISBN9787118129243
出版时间2023-06
装帧平装
开本其他
定价498元
货号31795640
上书时间2023-10-24
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作者简介
张智刚，哈尔滨工程大学教授，主要针对钠冷快堆开展了堆芯熔化事故、钠火、液态金属流动传热基础物性和钠冷快堆系统仿真等研究，作为项目负责人主持2项国家自然科学基金及1项国防科工局核能开发项目，日本文部省项目，国际原子能机构项目等，参与中国实验快堆仿真系统，示范快堆仿真系统等与钠冷快堆相关的科研项目。近期发表学术论文40余篇，软件著作权近20余个。 获得国防科技进步一等奖等两项。
目录
1.简介1.1核裂变和发热1.2反应堆分类1.3热工水力学的任务1.3.1反应堆冷却剂的理想特性1.3.2正常运行期间的反应堆热工水力1.3.3异常或事故条件的反应堆热工水力1.4这本专著的范围2.稳态反应堆热工水力学2.1单相堆芯流动2.2 堆芯两相沸腾流动2.2.1空泡份额和平衡态含气率的关系2.2.2压降2.3 偏离核态沸腾和沸腾转变2.3.1低含气率CHF2.3.2高含气率CHF或沸腾转变2.3.3增强CHF或临界功率2.3.4沸腾临界边界2.4 子通道分析2.4.1传统方法2.4.2两流体三维流场方法3.核反应堆安全系统3.1 能动安全系统3.1.1第二代压水堆3.1.2第二代沸水堆3.1.3第二代PHWRs3.1.4第三代压水堆和沸水堆3.2 非能动安全系统3.2.1 AP10003.2.2 ESBWRs3.2.3轻水冷却和先进SMRs4.核反应堆安全分析4.1 Pre-1975方法论（保守分析）4.2 最佳估计方法的发展（1975-1990）4.3 最佳估计方法的巩固（1991年至今）4.3.1性能增强和经济效益4.3.2新型反应堆应用4.4 未来的方法论（2010-）4.4.1界面输运方程4.4.2计算流体力学4.4.3用于先进的轻水堆模拟（CASL）4.5 第IV代反应堆分析5.总结和结论 第一部分 基础和概念 1.核裂变与增殖 1.1介绍 1.2关于中子 1.3原子核稳定性 1.4来自裂变的能量 1.5裂变中子和能谱 1.6链式反应 1.7裂变和增殖材料 1.8关于增殖 1.9核反应堆的工作 1.10反应堆控制和安全：反应堆物理 参考文献 2.快中子堆对比压水堆 2.1介绍 2.2中子特征 2.3安全特性 2.4堆芯的几何特征 参考文献 3.快中子堆的描述 3.1介绍 3.2堆芯和反应堆组件 3.3主换热系统 3.4组件处理 3.5蒸汽 - 水系统 3.6电力系统 3.7仪表和控制 4.SFR的独特价值 4.1介绍 4.2开式燃料循环模式下的铀利用 4.3闭式燃料循环模式下的铀利用 4.4快增殖反应堆中的燃料利用：案例研究 4.5高放射性废物管理和环境问题 4.6次锕系元素燃烧设计概念 4.7快中子堆中典型的次锕系元素燃烧场景 参考文献 5.有效利用天然铀和钚的设计目标 5.1介绍 5.2发展 5.3性能和燃料消耗方面 参考文献 6.各种快中子堆的前景 6.1介绍 6.2钠冷快堆 6.3铅冷快堆 6.4熔盐反应堆 6.5气冷快堆 6.6先进快堆与钠冷快堆的比较 6.7福岛事故后快堆的发展 6.7.1工业示范用先进钠技术反应堆 6.7.2日本钠冷快堆 6.7.3先进快堆 6.7.4欧洲铅冷快堆 参考文献 第二部分 钠冷快堆的设计 7.材料选择及其性能 7.1介绍 7.2燃料 7.2.1氧化物燃料 7.2.1.1物理性质 7.2.1.2膨胀 7.2.1.3裂变气体释放 7.2.1.4燃料包壳兼容性 7.2.1.5燃料 - 冷却剂兼容性 7.2.1.6较高燃耗时的性能 7.2.2金属燃料 7.2.2.1物理性质 7.2.2.2裂变气体释放 7.2.2.3肿胀 7.2.2.4燃料-包壳化学相互作用 7.2.3硬质合金燃料 7.2.3.1物理性质 7.2.3.2裂变气体释放 7.2.3.3肿胀 7.2.4氮化物燃料 7.2.5金属陶瓷燃料 7.2.5总体比较 7.3堆芯结构材料 7.3.1环境 7.3.2辐照的影响 7.3.3辐照损伤 7.3.3.1相位稳定 7.3.3.2空隙膨胀 7.3.3.3辐射蠕变 7.3.3.4机械性能 7.3.4材料选择 7.3.5先进材料和改进 7.3.5.1先进奥氏体不锈钢 7.3.5.2铁素体钢 7.3.5.3 ODS钢 7.3.5.4加速器作为材料研发的手段 7.3.6与材料有关的安全限制 7.3.7结构设计标准 7.4反应堆结构 7.4.1包括管道在内的反应堆系统的材料 7.4.2焊接材料和焊接点性能 7.4.3蒸汽发生器材料 7.4.4改进9Cr-lMo钢焊接材料 (7.4.4.1改良的9Cr-1Mo钢用于厚断面) 7.4.5三金属过渡接头 7.5冷却剂 7.5.1物理性质 7.5.2核性质 7.5.2.1放射性 7.5.2.2钠冷却剂的反应系数和反应堆安全 7.5.2.3温度反应系数和钠空泡系数 7.5.3化学性质 7.5.3.1规范和化学品质量控制 参考文献 8.系统和组件 8.1介绍 8.2反应堆堆芯 8.2.1设计约束 8.2.2堆芯设计的主要步骤 8.2.3燃料棒直径的选择 8.2.4燃料棒构成 8.2.5燃料棒间距 8.2.6组件的概念 8.2.7 SA组成 8.28堆芯流量分配 8.3核蒸汽供应系统 8.3.1池与回路概念 8.3.2 NSSS组件的概念设计 8.3.2.1池式概念的反应堆装配组件 8.3.2.2环路概念中的反应堆堆体 8.3.2.3反应堆组件支撑部件布置 8.3.2.4反应器装置组件的设计特征 8.3.2.5钠二回路 8.3.2.6余热排出回路 8.3.2.7反应堆容器辅助冷却系统 8.3.2.8钠净化回路 8.3.2.9反应堆堆坑 8.3.2.10工作温度和设计寿命 8.4反应堆机构 8.4.1停堆系统 8.4.1.1吸收材料 8.4.1.2典型停堆系统的描述 8.4.1.3停堆系统的多样性 8.4.1.4基本安全标准 8.4.1.5非能动设计特征 8.4.2燃料装卸系统 8.4.2.1燃料装卸操作 8.4.2.2燃料装卸系统组件 8.4.2.3燃料装卸过程的主要安全要求 8.4.2.4燃料装卸经验和研发要求 8.5仪表和控制系统 8.5.1 I＆C的基本功能 8.5.2总体设计特点 8.5.3仪器类型 8.5.3.1核仪器 8.5.3.2钠仪器 8.5.3.3常规仪器 8.5.4信号处理 8.5.4.1关键性安全系统 8.5.5安全相关系统 8.5.6非核安全 8.5.7控制结构 8.5.8控制室 8.5.9过程控制计算机 8.5.10反应堆保护系统 8.5.11事故后监测 8.5.12主控制循环 8.5.12.1反应堆功率控制 8.5.12.2主回路和二回路冷却剂流量控制 8.5.13接地 8.5.14仪控电源 8.5.15地震仪器 8.5.16未来方向 8.6能量转换系统 8.6.1动力循环 8.6.1.1朗肯循环与再热和回热 8.6.1.2具有中间冷却的闭式布雷顿循环 8.6.1.3动力循环和工作流体的选择 8.6.2 SFRs能量转换系统的特性 8.6.2.1蒸汽发生器和相关的系统 8.6.2.2蒸汽 - 水分离器 8.6.2.3通过蒸汽-水系统的余热排出系统 8.6.3系统分类 参考文献 9.设计基础 9.1介绍 9.2故障模式 9.2.1热震荡 9.2.2热分层 9.2.3自由面波动 9.2.4胞状对流 9.2.5胞状对流的位置 9.2.6薄壳的流体弹性不稳定性 9.2.7薄壳的屈曲 9.3规范和标准 9.3.1土木结构 9.3.2机械部件：NSSS 9.3.2.1重要蠕变和可忽略蠕变体系的定义 9.3.2.2周期性二次应力与主应力相关的影响 9.4 RCC-MR ASME未涵盖的设计标准 9.4.1抗震设计标准 9.4.2钠的影响 9.4.3低剂量照射的效果 9.4.4大剂量照射的影响 9.5热工水力设计标准 9.5.1热震荡设计规则 9.5.2冷池温度不对称 9.5.3自由面波动 9.5.4池中自由表面速度 9.5.5高周温度波动 9.5.6到顶部屏蔽的热损失 参考文献 10.设计验证 10.1介绍 10.2结构分析程序和结构设计方法 10.2.1基于粘塑性理论的材料本构模型 10.2.1.1粘塑性模型的预测能力 10.2.1.2问题1：双轴应力和周期 10.2.1.3问题2：压力容器的粘塑性行为 10.2.1.4问题3：复杂的单轴行为 10.2.1.5问题4：圆形槽口的粘塑性行为 10.2.1.6薄壳中热松脱的模拟 10.2.1.7 20-参数的粘塑性模型的预测能力 10.2.2 RCC-MR的蠕变 - 疲劳损伤评估程序 10.2.3具有类裂纹缺陷的部件寿命预测 10.2.3.1实验细节 10.2.3.2数值预测步骤 10.2.3薄壳的流体弹性不稳定性 10.2.5薄壳的参数不稳定性 10.2.6通过实体模型研究验证地震分析 10.2.6.1SFR堆芯组件群的地震响应 10.2.6.2地震事件下SFR堆芯地震响应升起的研究 10.2.6.3具有流体结构相互作用的柔性储罐的地震响应 10.2.6.4大型池式SFR的地震研究 10.2.6.5地震作用力下薄壳的弹性不稳定性 10.3热工水力程序 10.3.1气体夹带起始自由表面速度极限的预测 10.3.2组件内部堵塞多孔体模型的开发 10.3.3在一系列水平圆柱形翅片中验证自然对流 10.3.4覆盖气体热工水力学 10.3.5热震荡 10.4大规模实验验证 10.4.1 Phenix寿期末自然对流试验的验证 10.4.2法国反应堆的水池液压试验 10.4.3池中钠的热分层 10.4.4 MONJU反应堆热分层的CFD预测 10.4.5热震荡 10.4.6组件热工水力学 10.4.7顶部屏蔽喷射冷却系统的鉴定 10.4.8氩在顶部屏蔽贯穿的胞状对流 10.4.9 PFBR控制棒驱动机构的鉴定 10.5印度快堆组件验证的实验设施 10.5.1大型组件试验台 10.5.1.1 PFBR倾斜燃料转移机的资格条件 10.5.1.2 PFBR的容器内燃料装卸机的资格条件 10.5.2钠水反应试验台 10.5.2.1损耗实验 10.5.2.2冲击损耗实验 10.5.3蒸汽发生器测试设施 10.5.3.1蒸汽发生器传热性能评估 10.5.3.2 SG隔热板的性能评估 10.5.3.3两相流不稳定性研究 10.5.3.4氢通量的实验评估 10.5.3.5使用声学传感器进行蒸汽发生器传热管泄漏检测的可行性 10.5.3.6带堵塞管的蒸汽发生器运行期间的应力评估 10.5.3.7 SG耐久性试验 10.5.4 SADHANA测试设施 10.5.4.1热传输能力的估算 10.5.4.2瞬态实验：AHX出口阻尼器突然打开的后果 10.5.4.3主钠池中钠的液面下降的热传输性能 10.5.4.4 AHX出口阻尼器部分开口的热传输评估 10.5.4.5 AHX管束对自然诱导气流的阻力评估 10.5.5 SAMRAT水循环（PFBR的14比例水模型） 10.5.5.1自由水平波动研究 10.5.5.2气体夹带研究 10.5.5.3安全级余热排出研究 10.A附录A：23-参数非线性随动强化（Chaboche）粘塑性模型 10.B附录B：20-参数的9Cr-1Mo钢的粘塑性模型 参考文献 11.设计分析与方法 11.1介绍 11.2反应堆物理 11.2.1均匀和异构堆芯 11.2.1.1各种异构模型 11.2.1.2计算方法 11.2.1.3多组扩散方程和解法 11.2.1.4功率分布 11.2.1.5燃耗模型 11.2.1.6增殖比 11.2 1.7倍增时间计算 11.2.1.8功率和温度系数计算 11.2.1.9辐射损害 11.3热工水力 11.3.1堆芯的热工水力 11.3.1.1平均温度的确定：分析方法 11.3.1.2峰值温度的确定：热点分析 11.3.1.3容许LHR的确定 11.3.1.4流量和温度分布：子通道分析 11.3.1.5流量和温度分布：CFD分析 11.3.2钠池的热工水力 11.3.2.1设计标准 11.3.2.2分析 11.4 SFR相关特殊问题的结构力学分析 11.4.1获得允许温度波动的通用方法 11.4.1.1推导允许的温度波动范围的主要步骤 11.4.1.2瞬态温度分布 11.4.1.3瞬态热应力分布 11.4.1.4 ΔK1的确定 11.4.2建立热震荡极限:案例研究 11.4.3薄壳流体弹性不稳定性的研究 11.4.3.1堰流系统的理想化 11 4.3.2流体弹性不稳定机理 11.4.3.3液体自由表面的惯性力 11.4.3 4动态平衡方程的公式化 11.4.3.5非耦合动力学平衡方程 11.4.3.6平均值的控制方程（n = 0） 11.4.3.7数值解 11.4.4流体弹性不稳定基准问题的解决方案 11.4.5薄壳在地震荷载作用下的屈曲分析 11.4.5.1 三维几何体的压力分布 11.4.5.2三维几何上的力分布 11.4.5.3弹塑性屈曲分析 11.4.5.4初始几何缺陷的影响 11.4.5.5设计审核 参考文献 第三部分 安全 12.安全原则与理念 12.1介绍 12.2固有和专设安全设施 12.2.1控制参数 12.2.1.1冷却剂和池式概念 12.2.1.2燃料多普勒系数 12.2.1.3冷却剂密度 12.2.1.4燃油轴向膨胀 12.2.1.5堆芯径向扩展 12.2.1.6控制棒传动系统膨胀 12.2.2增强固有安全性的方法 12.2.2.1慢化剂的增加 12.2.2.2增加燃料的导热系数 12.2.2.3燃料喷出现象：在UTOPA下的固有的安全性 12.2.3余热排出的固有安全性 12.2.4工程安全功能. 12.2.5固有安全参数的总体感知 12.3运行简化 12.3.1燃耗 12.3.2系统安全 12.3.3非能动安全功能. 12.4放射性释放 12.4.1 RCB中的放射源 12.4.2环境源项 12.4.3计算模型 12.4.4剂量估计 12.4.5事故工况下的剂量限值 参考文献 13.安全标准和依据 13.1介绍 13.2安全标准中需要说明的快堆一般特征 13.3安全标准中需要说明的与钠有关的安全问题 13.4 IAEA和其他国际安全标准 13.5 SFR的安全标准：几个重点 13.5.1核电厂设计要求 13.5.1.1纵深防御的应用 13.5.1.2安全分类 13.5.1.3共因失效的识别 13.5.1.4单一失效准则的应用 13.5.1.5设计基准事件和超设计基准事件的识别 13.5.1.6设计扩展条件 13.5.1.7工况的实际消除 13.5.1.8故障保护设计 13.5.1.9安全支持系统 13.5.1.10在役测试，维护，维修，检查和监测的规定 13.5.1.11设备认可 13.5.1.12材料 13.5.1.13老化 13.5.1.14钠气溶胶沉积 13.5.1.15在反应堆之间共享结构，系统和组件 13.5.1.16电网与核电厂之间的相互作用 13.5.1.17退役 13.5.1.18安全分析 13.5.1 19确定论方法 13.5.1.20概率论方法 13.5.2主要反应堆系统的要求：案例研究 13.5.2.1堆芯 13.5.2.2反应堆组件 13.5.2.3反应堆停堆系统 13.5.2.4热传输系统 13.5.2.5钠 - 水反应：预防减轻影响 13,5.2.6堆芯组件装卸和存储 13.5.2.7核电厂布局 13.5.2.8电力系统 13.5.2.9在役检查 13.5.2.10钠火防护 13.5.2,11仪表和控制 13.5.2,12核电厂保护系统 13.5.2.13安全壳 13.5.2.14辐射防护设计 13.5.2.15放射性废物管理 13.5.2.16放射性液体释放到环境中的控制 13.6演变趋势 13.6.1演变的安全方法 13.6.1.1与纵深防御有关的基本方向 13.6.1.2核电厂国家之间的关系：概率论和确定论方法 13.6.1.3非能动安全功能的利用 13.6.1.4防止悬崖边缘效应 13.6.1.5安全壳功能 13.6.1.6防范危险 13.6.1.7非放射性和化学风险 13.6.2 DECs的识别 13.6.3设计措施的确定 13.6.4事故情况的实际消除 13.6.5从福岛第一核电站事故中吸取的经验教训 参考文献 14.事件分析 14.1介绍 14.2事件分类：基础，定义和解释 14.2.1设计基准工况 14.2.2设计扩展工况 14.2.3剩余风险情况 14.3分析方法论 14.4核电厂动力学研究的应用 14.4.1核电厂保护系统的设计 14.4.2部件的热机械设计 14.4.3确定核电厂运行战略的研究：PFBR的案例研究 14.4.4核电厂安全示范 14.5总结 参考文献 15.严重事故分析 15.1介绍 15.2始发事件 15.2.1导致UTOPA的始发事件 15.2.2导致ULOFA的始发事件 15.2.3导致ULOHS的始发事件 15.2.4堆芯中的流动阻塞 15.2.4.1局部堵塞的研究 15.2.4.1完全瞬时堵塞研究 15.2.5堆芯中钠空泡的产生 15.2.5.1 PFBR中引入的气体夹带缓解机理：例证 15.3严重事故情景 15.3.1严重事故阶段 15.3.1.2解体前阶段 15.3.1.2过渡阶段 15.3.1.3解体阶段 15.3.2 CDA的后果 15.4机械能释放和后果 15.5事故后余热排出 15.5.1熔融燃料的重置 15.5.2熔融燃料 - 冷却剂相互作用 15.5.3堆芯捕集器概念 15.5.4事故后余热排出 15.6放射性后果 参考文献 16.钠安全 16.1介绍 16.2钠火 16.2.1 SFR中钠泄漏的来源 16.2.2钠火场景和后果 16.2.3关于钠喷火的国际研究：重点 16.2.4 PFBR的钠火研究：一个具体的案例研究 16.3钠 - 水相互作用 16.3.1 SG泄漏的分类及其影响 16.3.2预防缓解SG中SWR的影响的设计标准 16.4钠 - 混凝土相互作用 16.4.1设计规定 16.5钠火缓解 16.5.1非能动方法 16.5.2能动方法 16.5.2.1通过氮气注入减轻火灾 16.5.2.2钠灭火器粉末 参考文献 17.计算机程序和验证 17.1介绍 17.2严重事故分析的计算机程序 17.2.1国际程序 17.2.1.1 SAS程序系列 17.2.1.2 VENUS系列 17.2.1.3 SIMMER系列 17.2.2印度严重事故分析的计算机程序 17.2.3国际原子能机构对BN-800的基准：严重事故程序的验证 17.3机械后果的计算机程序 17.3.1国际计算机程序 17.3.2程序验证 17.3.2.1 COVA系列。 17.3.2.2 CONT基准测试 17.3.2.3被用在法国的计算机程序验证 17.3.2.4 MANON程序 17.3.2.5 MARA系列 17.3.2.6 MARS测试 17.3.2.7美国REXCO代码的验证 17.3.2.8用于印度FUSTIN验证的TRIG系列 17.4放射性释放 17.4.1印度SFR采用的方法 17.5钠火程序 参考文献 18.测试设施和程序 18.1介绍 18.2与堆芯安全相关的测试设施概述 18.2.1 SCARABEE：法国设施（CEA） 18.2.2 CABRI：法国设施 18.2.3 IGR：哈萨克斯坦设施 18.2.4 AR-1（IPPE）：俄罗斯测试设施 18.2.5 TREAT：U.S.DOE 18.2.6 ACRR：U.S.设施 18.3与熔融燃料 - 冷却剂相互作用相关的测试设备概述 18.3.1 PLINIUS-VULCANO：法国设施 18.3.2 PLINIUS-KROTOS：法国设施 18.3.3 SOFI：印度设施 18.3.4 MELT:日本设施 18.3.5 CAFE：U.S.设施 18.3.6 MCCI：U.S.设施 18.3.7 SURTSEY：U.S.设施 18.4与事故后余热排出有关的测试设施 18.4.1 KASOLA（KIT）：德国设施 18.4.2 VERDON实验室：在CEA的法国设施 18.4.3 MERARG设施：在CEA的法国设施 18.4.4 SADHANA：在IGCAR的印度设施 18.4.5 PATH：印度设施 18.4.6 SASTRA：印度设施 18.4.7 AtheNa：日本设施 18.5与钠安全相关的测试设施 18.5.1 DIADEMO：在CEA的法国工厂 18.5.2 MINA：印度钠火研究设施 18.5.3 SOCA：印度设施 18.5.4 SFEF：印度大型钠火研究设施 18.5.5 SOWART：印度设施 18.5.6 SAPFIRE：日本设施 18.5.7 SWAT-1R3R：日本设施 参考文献 19.反应堆中的安全实验 19.1介绍 19.2安全实验的重点 19.2.1 Rapsodie 19.2.1.1自然循环测试 19.2.1.2没有紧急停堆的反应堆瞬变 19.2.2 Phenix 19.2.3FBTR中的自然对流试验 19.2.4 BOR-60 19.2.5快通量测试设备 19.2.6 EBR-II 19.3结论 参考文献 20.严重事故管理 20.1介绍 20.2设计扩展工况的后果分析：PFBR案例研究 20.2.1针对CDA的主安全壳能力 20.2.2 SSE以外反应堆组件的抗震能力裕度 20.2.3主要和安全压力容器的连续泄漏 20.2.4 SGDHR回路的多重故障 20.2.5钠凝固的研究 20.2.6反应堆堆坑冷却和顶部屏蔽冷却系统 20.2.7新的和用过的组件储存间的完整性 20.2.8超出设计基准的洪水水平 20.2.9应对由海啸引起的全厂停电的措施：日本方法 20.3改进的未来快堆安全设施 20.3.1限制堆芯损坏的最终停堆系统 20.3.2实际消除重复性 20.3.3在CDA下保持堆芯捕集器的堆芯碎片稳定性 20.3.4事故后衰变热量排出系统 20.3.5承受CDA后果的安全壳特征 20.4总结 参考文献 21.PFBR的安全性分析：案例研究 21.1介绍 21.2 PFBR中的安全特性 21.2.1负反应系数 21.2.2堆芯监测 21.2.3防止钠空泡的措施 21.2.4停堆系统 21.2.5衰变余热排出系统 21.2.6 反应堆安全壳建筑物 21.2.7堆芯捕集器 21.3严重事故分析 21.3.1事故情景和能量释放 21.3.2 CDA的机械后果 21.4主安全壳潜力的评估：分析要点 21.4.1理想几何和装载细节 21.4.2机械载荷和能量吸收顺序 21.4.3主要压力容器变形 21.4.4 弹头撞击载荷及其影响 21.5通过顶部屏蔽的钠泄漏和安全壳计压力 21.6 RCB的温度和压力上升 21.7实验模拟 21.7.1模拟和仪表详细信息 21.7.2能量释放模拟 21.7.3重要结果 21.8事故后余热排出 21.9现场边界剂量 21.10总结 参考文献 第四部分 建设与调试 22.土建结构和施工的具体方面 22.1介绍 22.2反应堆建筑的具体方面 22.2.1反应堆安全壳 22.2.2反应堆堆坑 22.2.3与燃料处理和储存相关的结构 22.2.4蒸汽发生器结构的突出特点 22.2.5筏板基础上与核岛连接的建筑物 22.3土建施工面临的挑战 参考文献 23.机械部件的制造和安装 23.1关于钠冷快堆组件制造和安装的具体特性 23.2制造和安装公差：基础和挑战 23.2.1制造公差：形状公差及其影响
![闭式燃料循环的钠冷快堆 普通图书/自然科学 [印度] Baldev Raj（巴尔德夫·拉杰） P.Chellapandi（P. 切拉潘迪） P.R. Vasudeva Rao（P.R. 瓦舒德珐·劳）|译者:张智刚 陈广亮 高凯 刘宏 国防工业 9787118943](/dist/img/error.jpg)
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