核反應(yīng)堆工程

內(nèi)容概要

本書比較系統(tǒng)全面地介紹了核反應(yīng)堆的基礎(chǔ)知識，重點(diǎn)介紹了反應(yīng)堆材料、反應(yīng)堆物理、反應(yīng)堆熱工水力及反應(yīng)堆安全的知識。本書的內(nèi)容以核電站壓水反應(yīng)堆為主，同時也介紹了船用反應(yīng)堆、航天用的反應(yīng)堆、沸水堆、重水堆、氣冷堆等不同類型的核反應(yīng)堆。    書中涉及的學(xué)科領(lǐng)域比較廣，專業(yè)面寬，內(nèi)容涵蓋了動力反應(yīng)堆的主要專業(yè)知識，反映了目前核反應(yīng)堆工程的發(fā)展趨勢。    本書可作為高等院校核科不寫核技術(shù)專業(yè)的研究生教材，也可作為核電站和船用核動力設(shè)計、運(yùn)行及管理人員的培訓(xùn)參考書。

書籍目錄

1 核反應(yīng)堆類型  1.1 概述  1.2 壓水堆（PWR  1.3 沸水堆（BWR  1.4 重水堆  1.5 氣冷堆  1.6 鈉冷快中子堆  1.7 艦船用核動力反應(yīng)堆  1.8 特殊用途的小型核反應(yīng)堆  思考題  參考文獻(xiàn)2 核反應(yīng)堆物理  2.1 原子核物理基礎(chǔ)  2.2 核反應(yīng)堆臨界理論與反應(yīng)性變化  2.3 核反應(yīng)堆中子動力學(xué)  思考題  習(xí)題  參考文獻(xiàn)3 核反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)與材料  3.1 壓水堆結(jié)構(gòu)  3.2 核反應(yīng)堆材料  思考題  參考文獻(xiàn)4 核反應(yīng)堆熱工學(xué)  4.1 核反應(yīng)堆的釋熱  4.2 核反應(yīng)堆部件的熱傳導(dǎo)  4.3 輸熱和單相對流傳熱  4.4 核反應(yīng)堆內(nèi)的沸騰換熱  思考題  習(xí)題  參考文獻(xiàn)5 核反應(yīng)堆流體力學(xué)  5.1 冷卻劑單相流動  5.2 氣-水兩相流  5.3 臨界流動  5.4 兩相流動不穩(wěn)定性  5.5 自然循環(huán)  思考題  習(xí)題  參考文獻(xiàn)6 核反應(yīng)堆熱工水力設(shè)計  6.1 堆芯熱工水力設(shè)計概述  6.2 單通道模型設(shè)計法  6.3 子通道模型設(shè)計法  思考題  習(xí)題  參考文獻(xiàn)7 核反應(yīng)堆安全  7.1 核反應(yīng)堆安全的基本概念和基本原則  7.2 核反應(yīng)事故及分類  7.3 核反應(yīng)事故事故  7.4 國際核事件的分級  7.5 事故情況下放射性物質(zhì)的釋放與防護(hù)  思考題  參考文獻(xiàn)附錄1 國際單位與工程單位的換算附錄2 一些核素的熱截面（對0.0253eV或2200m/s的中子）附錄3 核燃料的熱物性附錄4 包殼和結(jié)構(gòu)材料的熱物性附錄5 貝塞爾函數(shù)附錄6 水的熱物性附錄7 飽和線上水和水蒸氣的幾上熱物性

章節(jié)摘錄

版權(quán)頁：   插圖：   在壓水堆中，所有燃料組件內(nèi)都設(shè)有控制棒導(dǎo)向管，約1/3的燃料組件的控制棒導(dǎo)向管內(nèi)布置有控制棒。其他燃料組件的控制棒導(dǎo)向管內(nèi)布置可燃毒物棒和中子源棒。凡不布置控制棒、可燃毒物棒或中子源棒的導(dǎo)向管，均用節(jié)流棒安插在導(dǎo)管內(nèi)以減少冷卻劑旁流，這種棒稱為阻力塞?？刂瓢艚M件從上部插入堆芯實現(xiàn)反應(yīng)性控制和停堆。組件中心的儀表管允許從壓力容器底部將堆內(nèi)中子通量測量探頭伸人組件內(nèi)任意高度。 核反應(yīng)堆運(yùn)行周期之初，核燃料所具有的產(chǎn)生裂變反應(yīng)的潛力（稱為后備反應(yīng)性）很大，必須妥善地加以控制。通過在作為慢化劑和冷卻劑的水中加硼酸的方式可以控制部分后備反應(yīng)性，在運(yùn)行中可以通過調(diào)節(jié)硼濃度來補(bǔ)償反應(yīng)性的慢變化。為了補(bǔ)償由于負(fù)荷、溫度變化而引起的反應(yīng)性的較快變化，以及提供反應(yīng)堆的停堆能力，反應(yīng)堆必須布置一定數(shù)量的控制棒組件。壓水堆一般都采用束棒控制組件來控制反應(yīng)性。反應(yīng)堆緊急停堆時，控制棒組件依靠重力會快速落人堆芯。 在堆芯內(nèi)一般還布置一定數(shù)量的可燃毒物棒，目的是補(bǔ)償堆芯的部分后備反應(yīng)性，使冷卻劑中的含硼濃度減少，讓慢化劑溫度系數(shù)始終為負(fù)值。 為了啟動反應(yīng)堆，在堆芯內(nèi)必須布置中子源。中子源有初級中子源和次級中子源兩種：初級中子源提供首次裝料后反應(yīng)堆啟動所需的中子，次級中子源在反應(yīng)堆運(yùn)行中被活化，使一些物質(zhì)不斷產(chǎn)生中子，此后為反應(yīng)堆的再啟動提供中子源。 3.1.2 反應(yīng)堆壓力容器 反應(yīng)堆壓力容器是用來固定和包容堆芯、堆內(nèi)構(gòu)件，使核燃料的裂變鏈?zhǔn)椒磻?yīng)限制在一個密封的金屬殼內(nèi)進(jìn)行。一般把燃料元件包殼稱為防止放射物質(zhì)外逸的第一道屏障，把包容整個堆芯的壓力容器及一回路管路系統(tǒng)稱為第二道屏障。 壓力容器外形尺寸大、質(zhì)量大，加工制造技術(shù)難度大，特別是隨著核電站單堆容量增大，壓力容器的尺寸也越來越大。例如，電功率為1200 MW的核電站，其壓力容器高13.3 m，內(nèi)徑5m，壁厚240 mm，質(zhì)量達(dá)540 t。由于鍛件大，主焊縫厚達(dá)200～300 mm，因此焊接質(zhì)量和檢驗工序復(fù)雜，在制造過程中需反復(fù)熱處理和反復(fù)探傷檢驗。 壓力容器在核安全設(shè)計標(biāo)準(zhǔn)中是安全一級的設(shè)備，它在事故狀態(tài)下的可靠性和完整性是核反應(yīng)堆安全的重要保證。正確地選擇材料是保證反應(yīng)堆壓力容器安全的關(guān)鍵之一，必須根據(jù)它的工作條件和制造工藝選材，才能確保安全合理。選材原則是：①要保證材質(zhì)純度，要求材質(zhì)中的硫化物、氧化物等非金屬雜質(zhì)盡量少，磷和硫含量及低熔點(diǎn)元素含量應(yīng)盡量低，且分布均勻；②材料應(yīng)具有適當(dāng)?shù)膹?qiáng)度和足夠的韌性，脆性斷裂是反應(yīng)堆壓力容器最嚴(yán)重的失效形式，材料對脆性斷裂的基本抗力是材料的韌性，保證并盡力提高材料的韌性是防止脆性斷裂的根本途徑；③材料應(yīng)具有低的輻照敏感性，反應(yīng)堆壓力容器由于受中子輻照的結(jié)果，提高了材料的強(qiáng)度，但降低了塑性，因而加劇了脆性破壞的可能性。為了防止出現(xiàn)脆性破壞，應(yīng)控制和降低材料的輻照脆化傾向；④導(dǎo)熱性能好，在溫度變化時熱應(yīng)力較小。⑤便于加工制造，成本低廉。 當(dāng)前壓水堆的壓力容器材料普遍選用低合金鋼。低合金鋼及其焊縫在快中子積分通量大于1018 cm2的輻照后，脆性轉(zhuǎn)變溫度明顯升高，這是危及反應(yīng)堆壓力容器安全性的重要因素。改善低合金鋼抗輻照脆化能力的主要措施有：嚴(yán)格限制銅和磷這兩種元素的含量；添加少量鋁、釩、鉻、鉑、鎳等元素；減少鋼的輻照損傷。 反應(yīng)堆壓力容器是由容器本體以及用雙頭螺栓連接的反應(yīng)堆容器頂蓋組成。反應(yīng)堆容器是由低合金鍛鋼環(huán)形鍛件焊接而成。這些無縱焊縫的單個環(huán)形鍛件用環(huán)焊連成一體，便構(gòu)成了壓力容器。反應(yīng)堆壓力容器包容堆內(nèi)構(gòu)件、堆芯，以及作為冷卻劑和慢化劑的水。為了防止銹蝕，凡是與水接觸的容器內(nèi)表面，都堆焊不銹鋼覆面層，其厚度不小于5 mm。

編輯推薦

《國防科工委"十五"規(guī)劃教材:核反應(yīng)堆工程》涉及的學(xué)科領(lǐng)域比較廣泛，專業(yè)面寬，內(nèi)容涵蓋了動力反應(yīng)堆的主要專業(yè)知識，反映了目前核反應(yīng)堆工程的發(fā)展趨勢。

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