《核反应堆热工分析》

目录1

第一章　绪论1

一　反应堆发展概况1

二　反应堆堆型简介2

（一）压水堆2

（二）沸水堆5

（三）重水堆8

（四）气冷堆9

（五）快中子增殖堆10

三　反应堆热工分析的任务12

第二章　堆芯材料的选择和热物性14

一　核燃料14

（一）对核燃料的基本要求14

（二）金属铀与铀合金15

（三）陶瓷燃料15

（四）弥散体燃料19

（一）包壳材料的选择20

二　包壳材料20

（二）锆合金21

（三）不锈钢和镍基合金22

三　冷却剂22

（一）对冷却剂性能的要求22

（二）水和重水23

（三）钠23

（一）对慢化剂性能的要求24

四　慢化剂24

（四）氦气24

（二）石墨25

第三章　反应堆稳态工况下的传热计算27

一　反应堆内功率的产生和分布27

（一）核裂变产生的能量及其在堆芯内的分布27

（二）影响堆芯功率分布的因素31

（三）燃料元件内的功率分布33

（四）核热管因子35

（五）控制棒、慢化剂和结构材料中功率的产生和分布37

（六）在压力管型反应堆内功率的产生和分布39

二　热量从反应堆中输出的过程41

（一）导热42

（二）放热过程44

（三）输热过程49

三　燃料元件的传热计算49

（一）燃料元件的型式及其冷却方式49

（二）棒状燃料元件的传热计算50

（三）积分热导率的概念58

（四）板状燃料元件的传热计算61

（五）管状燃料元件的传热计算63

四　固体慢化剂、结构材料等的传热计算67

（一）固体慢化剂的温度计算67

（二）热屏蔽的温度计算70

五　泊松方程的数值解法73

（一）有限差分法简介73

（二）导热方程的变换75

（三）求解的方法77

二　稳态水力计算基本方程83

第四章　反应堆稳态工况下的水力计算83

一　稳态工况水力计算的任务83

（一）稳定流动的连续性方程84

（二）稳定流动的动量守恒方程84

三　液体冷却剂流动时的压降87

（一）沿等截面直通道流动时的压降87

（二）局部压降92

四　气体冷却剂流动时的压降99

（一）沿等截面直通道流动时的压降99

五　汽-水两相流动及其压降的计算102

（二）局部压降102

（一）汽-水混合物的流动型式和沸腾段长度103

（二）含汽量和空泡份额105

（三）压降计算109

六　一回路内的流动压降117

七　堆芯冷却剂流量的分配118

（一）概述118

（二）压水堆堆芯流量分配的计算119

（一）自然循环的基本概念121

八　自然循环的计算121

（二）自然循环水流量的确定122

九　通道断裂时的临界流动123

（一）单相临界流124

（二）两相临界流126

十　流动不稳定性概述130

（一）水动力不稳定性131

（二）并联通道的管间脉动135

一　引论138

第五章　反应堆稳态热工设计原理138

二　反应堆热工设计准则140

三　热管因子及热点因子141

（一）概述141

（二）工程热管及热点分因子的计算及综合148

（三）降低热管因子及热点因子的途径157

四　临界热流量与最小烧毁比158

（一）概述158

（二）某些典型的临界热流量公式的介绍161

（三）影响临界热流量的因素166

（四）水堆燃料元件表面的烧毁比与最小烧毁比167

五　单通道模型的反应堆稳态热工设计168

（一）概述168

（二）单通道模型反应堆热工设计的一般步骤和方法168

（三）堆热工设计中需要科研实验解决的问题176

六　子通道模型的反应堆稳态热工设计181

（一）概述181

（二）质量守恒方程183

（三）热量守恒方程184

（四）轴向动量守恒方程185

（五）横向动量守恒方程186

七　反应堆热工设计最优化及热工参数的选择188

（一）核电站（或动力装置）设计最优化与堆热工参数的选择188

（二）蒸汽发生器的工作条件,q-t图190

（三）核电站一回路和二回路热工参数间的关系和参数选择192

（二）裂变瞬发功率的衰减195

（一）停堆后的功率195

第六章　反应堆动态热工分析195

一　动态过程中反应堆功率的计算195

（三）衰变功率的衰减197

二　动态工况下燃料元件温度场的计算200

三　表征冷却剂热工水力状态的基本方程组203

（一）冷却剂在通道中作一维流动时的质量、动量和能量守恒方程203

（二）用平均参数表示的质量、动量和能量守恒方程207

（三）表征两相流用的平均参数209

（一）反应堆的功率调节方案211

四　反应堆的功率调节211

（二）功率调节时的过渡过程213

五　反应堆的安全问题214

（一）安全分析的任务214

（二）反应堆的事故216

（三）反应堆的安全保护217

六　反应堆冷却剂流量丧失事故218

（一）概述218

（二）冷却剂流量随时间的变化220

（三）堆芯热工水力特性分析226

（一）概述229

七　压水堆的冷却剂丧失事故229

（二）冷却剂丧失事故的安全措施230

（三）事故发生后的工况231

（四）燃料元件包壳和冷却剂之间的传热工况234

（五）冷却剂状态的特征解法235

（六）冷却剂状态的控制容积解法240

（七）锆-水反应243

（八）安全壳内气体压力的计算244

（一）沸水堆的冷却剂丧失事故247

八　其它型式反应堆的冷却剂丧失事故247

（二）钠冷快堆的冷却剂丧失事故248

（三）气冷堆的冷却剂丧失事故249

附录Ⅰ 核燃料的热物性251

附录Ⅱ 一些包壳材料的热物性252

附录Ⅲ一些冷却剂的热物性253

附录Ⅳ一些固体慢化剂的热物性261

附录Ⅴ 热工分析中常用单位的换算261

参考文献263