核反應(yīng)堆安全傳熱

前言

在我國積極發(fā)展核電政策的推動下，近年來核電開發(fā)的速度不斷加快，核反應(yīng)堆安全和設(shè)計專業(yè)的人才需求量也在日益增多。由于核反應(yīng)堆安全傳熱問題是反應(yīng)堆設(shè)計中需要解決的一個重要問題，因此要求學生對核反應(yīng)堆安全傳熱有一個全面系統(tǒng)的了解。雖然目前國內(nèi)有些院校已經(jīng)開設(shè)了這方面的課程，但是卻沒有一本正式出版的教材，授課所使用的基本上都是從各種資料上摘錄整理的講義，缺少系統(tǒng)性和全面性，為此根據(jù)多年的教學和科研經(jīng)驗，我們編寫了這本系統(tǒng)、全面介紹反應(yīng)堆安全傳熱的教材。本教材的特點是從反應(yīng)堆安全入手，將反應(yīng)堆運行瞬變、冷卻劑喪失，以及嚴重事故過程中的熱工水力現(xiàn)象有機地結(jié)合在一起，使學生在較短的時間里對幾種典型工況下的反應(yīng)堆安全傳熱有一個全面的了解。本教材的特點是將原理性和工程應(yīng)用有機結(jié)合，力求能比較全面地覆蓋有關(guān)反應(yīng)堆安全傳熱方面的主要內(nèi)容。教材在內(nèi)容選取上力求反映現(xiàn)代反應(yīng)堆安全傳熱領(lǐng)域研究的進展，介紹一些先進反應(yīng)堆的非能動安全方案，以及安全傳熱的新理論和新方法，在內(nèi)容安排上注意與工程實際相結(jié)合。這樣既可以擴大學生的知識面，也可以使學生了解目前先進反應(yīng)堆的發(fā)展趨勢。書中內(nèi)容涵蓋了有關(guān)反應(yīng)堆瞬態(tài)運行及事故過程的堆芯傳熱，介紹了嚴重事故發(fā)生后燃料及其冷卻劑的傳熱特性，闡述了嚴重事故過程中一些特殊情況下的傳熱機理，并對反應(yīng)堆的安全傳熱過程作了分析。同時，該教材考慮到盡可能廣的讀者適用面，內(nèi)容安排由淺入深，循序漸進，使其也適合從事核工程領(lǐng)域工作的技術(shù)人員培訓使用。全書共分七章，第l章介紹與核反應(yīng)堆安全有關(guān)的問題，包括反應(yīng)堆事故類型以及目前世界上一些先進核反應(yīng)堆的安全系統(tǒng)等。第2章介紹了核反應(yīng)堆瞬態(tài)熱工分析，包括瞬態(tài)工況下冷卻劑流動的質(zhì)量、動量和能量守恒方程的介紹、燃料元件的熱工水力特性和停堆后剩余功率的衰減等內(nèi)容。第3章主要介紹了自然循環(huán)流動和傳熱特性，從自然循環(huán)的概念和原理入手，詳細介紹了各種因素對自然循環(huán)能力的影響，并針對目前固有安全性反應(yīng)堆的設(shè)計和運行介紹了自然循環(huán)在非能動余熱排出系統(tǒng)中的應(yīng)用。第4章介紹了失水事故的類型、失水事故時的兩相臨界流動；介紹了失水事故過程的傳熱問題。

內(nèi)容概要

　　本書系統(tǒng)全面地介紹了核反應(yīng)堆安全傳熱的專業(yè)知識，書中內(nèi)容涵蓋了有關(guān)反應(yīng)堆瞬態(tài)運行及事故過程的堆芯傳熱，介紹了嚴重事故發(fā)生后燃料及其冷卻劑的傳熱特性、嚴重事故過程中一些特殊情況下的傳熱機理，分析了反應(yīng)堆的安全傳熱過程?！逗朔磻?yīng)堆安全傳熱》包括核反應(yīng)堆安全及核反應(yīng)堆瞬態(tài)熱工分析、自然循環(huán)流動與傳熱、核反應(yīng)堆沸騰臨界后傳熱、再淹沒傳熱、冉濕傳熱和反應(yīng)堆熔堆后的傳熱等內(nèi)容。　　書中涉及的學科知識內(nèi)容廣泛、覆蓋專業(yè)面較寬、綜合性強，內(nèi)容反映了目前先進反應(yīng)堆的非能動安全進展以及安全傳熱的新理論和新方法，使學生可以了解到先進反應(yīng)堆安全傳熱研究的發(fā)展趨勢?！　”窘滩目晒└叩仍盒：四芸茖W與工程專業(yè)的研究生使用，也可作為核動力工程專業(yè)技術(shù)人員的培訓教材和參考書。

書籍目錄

第1章 核反應(yīng)堆安全　1.1 概述　1.2 核反應(yīng)堆安全的發(fā)展歷史　1.3 核反應(yīng)堆事故　1.4 核反應(yīng)堆安全系統(tǒng)　1.5 反應(yīng)堆安全性的發(fā)展　復習思考題第2章 核反應(yīng)堆瞬態(tài)熱工分析　2.1 表征冷卻劑熱工水力狀態(tài)的基本方程　2.2 燃料元件的瞬態(tài)特性　2.3 瞬態(tài)過程中反應(yīng)堆功率計算　復習思考題第3章 自然循環(huán)流動與傳熱　3.1 概述　3.2 自然循環(huán)驅(qū)動壓頭　3.3 強迫循環(huán)向自然循環(huán)的過渡　3.4 各種因素對自然循環(huán)能力的影響　3.5 自然循環(huán)與非能動安全系統(tǒng)　復習思考題第4章 核反應(yīng)堆事故分析及傳熱　4.1 反應(yīng)堆失水事故　4.2 失水事故的臨界流動　4.3 事故過程的傳熱　復習思考題第5章 沸騰臨界后傳熱　5.1 流動沸騰臨界　5.2 沸騰臨界后傳熱　5.3 非平衡態(tài)模型　5.4 沸騰臨界后的傳熱計算關(guān)系式　5.5 定位格架對十涸后傳熱的影響　復習思考題第6章 再淹沒傳熱和再濕傳熱　6.1 概述　6.2 驟冷的極限過程　6.3 瞬態(tài)對流和準穩(wěn)態(tài)驟冷模型　6.4 驟冷過程的膜態(tài)沸騰　6.5 沸騰臨界后的穩(wěn)態(tài)對流傳熱　6.6 堆芯失水后的再濕潤過程　復習思考題第7章 核反應(yīng)堆嚴重事故后傳熱　7.1 嚴重事故后的堆芯熔化過程　7.2 壓力容器熔穿及熔液特性　7.3 熔液與水相接觸的特性　7.4 熔液與水接觸傳熱　7.5 安全殼直接加熱過程的傳熱　復習思考題附錄　附錄1 國際單位與工程單位的換算　附錄2 核燃料的熱物性　附錄3 包殼和結(jié)構(gòu)材料的熱物性　附錄4 貝塞爾函數(shù)　附錄5 水的熱物性　附錄6 飽和線上水和水蒸氣的幾個熱物性參考文獻

章節(jié)摘錄

插圖：1942年12月2日，由著名科學家費米領(lǐng)導建設(shè)的，放置在芝加哥大學橄欖球場看臺下的世界第一座反應(yīng)堆（芝加哥l號CPU）達到了臨界，這標志著人類已經(jīng)掌控了開啟核能利用新紀元大門的鑰匙。1954年6月，前蘇聯(lián)在奧布寧斯克建成了世界上第一座試驗性核電站，它標志著核電時代的到來。20世紀六七十年代是世界核電發(fā)展的高潮。1962-1963年第一批商用核電廠建成，其發(fā)電成本可與常規(guī)火電相競爭。1966－1980年問，全球核電裝機容量的年增長率達到26％，核電的發(fā)展進入歷史上的黃金時代。在這一時期核電站的各方面技術(shù)都得到了迅速的發(fā)展，核電的大規(guī)模應(yīng)用使核電在整個世界能源供應(yīng)方面發(fā)揮了重要作用。1979年3月28日美國三哩島核電站發(fā)生了重大事故，由于運行人員判斷失誤以及反應(yīng)堆系統(tǒng)本身存在的潛在問題，事故中反應(yīng)堆堆芯由于冷卻不當產(chǎn)生熔化，部分放射性物質(zhì)外泄，事故后造成電站周圍8km直徑范圍內(nèi)5萬人搬遷，給周圍居民造成了巨大恐慌。三哩島事故后一些人開始對核電的安全性有所懷疑，核電的發(fā)展遇到了困難。事隔7年后，人們還沒有走出三哩島事故的陰影，1986年4月26日前蘇聯(lián)的切爾諾貝利核電站發(fā)生了人類歷史上最嚴重的核電站事故，造成反應(yīng)堆解體，大量放射性物質(zhì)外泄。事故后電站周圍30km以內(nèi)的13萬多居民全部搬遷，事故造成直接人員死亡31人。由于放射性煙云擴散，事故波及了差不多整個歐洲，震驚了整個世界。這兩起事故的后果非常嚴重，特別是切爾諾貝利核電站事故，對整個社會的環(huán)境、健康、經(jīng)濟和社會公眾心理帶來了危害，同時對核電事業(yè)的發(fā)展也造成了不良影響，一段時間內(nèi)核電發(fā)展出現(xiàn)了停滯。在經(jīng)歷了幾起大的核電站事故后，世界各國核電營運者愈來愈認識到，核電安全所具有的重大意義，不僅制約核電事業(yè)的發(fā)展，更重要的是將會對人類和平與安全及社會的進步產(chǎn)生深遠的影響。事故使人們認識到：核電站事故不但會影響其本身，而且會波及到周圍環(huán)境和社會安全，甚至會越出國界。因此，為了可靠地保證核電站周圍居民的健康與安全，必須采取切實可靠的對策，以確保反應(yīng)堆的安全。對已發(fā)生的核電站嚴重事故進行全面的分析，并從中汲取教訓是十分必要的，這將使核電站的安全管理更加成熟與完善。自兩次核電站嚴重事故后，各國的研究工作者對核電站的安全問題十分重視，并開始重新考慮核電的安全技術(shù)和安全對策等問題，在核電站安全運行方面開展了大量的研究工作，并對反應(yīng)堆及其系統(tǒng)的設(shè)計進行了多種改進。

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