核反应堆热工分析 修订版pdf电子书版本下载

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目录 1

第一章绪论 1

一、核反应堆发展概况 1

二、堆型简介 3

（一）压水堆 3

（二）沸水堆 8

（三）重水堆 13

（四）气冷堆 15

（五）快中子增殖堆 17

（六）研究用反应堆 19

三、核反应堆热工分析的任务 22

第二章堆芯材料的选择和热物性 25

一、核燃料 25

（一）金属铀与铀合金 26

（二）陶瓷燃料 27

（三）弥散体燃料 33

二、包壳材料 34

（一）锆合金 35

（二）不锈钢和镍基合金 37

三、冷却剂 38

（一）水和重水 39

（二）钠 39

（三）氦气 40

四、慢化剂 41

一、反应堆的热源及其分布 44

（一）核裂变产生的能量及其在堆芯内的分布 44

第三章 反应堆的热源及稳态工况下的传热计算 44

（二）影响堆芯功率分布的因素 50

（三）燃料元件内的功率分布 54

（四）核热管因子 56

（五）控制棒、慢化剂和结构材料中的热源及其分布 59

（六）压力管型反应堆内的热源及其分布 63

二、反应堆内热量的输出过程 66

（一）堆内的导热过程 66

（二）堆内的放热过程 69

（三）堆内的输热过程 85

三、燃料元件的传热计算 86

（一）燃料元件的形式及其冷却方式 86

（二）棒状燃料元件的传热计算 87

（三）积分热导率的概念 98

（四）板状燃料元件的传热计算 102

（五）管状燃料元件的传热计算 104

四、固体慢化剂与结构材料的传热计算 110

（一）固体慢化剂的传热计算 110

（二）热屏蔽的传热计算 115

五、泊松方程的数值解法 119

（一）有限差分法简介 119

（二）导热方程的变换与求解示例 120

思考题 136

习题 137

参考文献 140

第四章 核反应堆稳态工况的水力计算 141

一、稳态工况水力计算的任务 141

二、单相冷却剂的流动压降 142

（一）沿等截面直通道的流动压降 143

（二）局部压降 153

三、汽－水两相流动及其压降 160

（一）沸腾段长度和流型 161

（二）含汽量、空泡分额和滑速比 165

（三）压降计算 175

（四）一回路内的流动压降 194

（一）自然循环的基本概念 197

四、自然循环计算 197

（二）自然循环水流量的确定 199

五、通道断裂时的临界流 201

（一）单相临界流 203

（二）两相临界流 206

六、堆芯冷却剂流量的分配 217

（一）概述 217

（二）压水堆堆芯流量分配的计算 218

七、流动不稳定性 221

（一）水动力不稳定性 222

（二）并联通道的管间脉动 228

思考题 232

习题 233

参考文献 234

第五章反应堆稳态热工设计原理 236

一、引论 236

二、反应堆热工设计准则 240

三、热管因子及热点因子 242

（一）概述 242

（二）工程热管因子及工程热点因子的计算 249

（三）降低热管因子及热点因子的途径 268

四、临界热流量与最小DNBR 269

（一）概述 269

（二）典型的临界热流量公式 270

（三）影响临界热流量的因素 282

（四）水堆燃料元件表面的DNB比与最小DNB比 284

（一）概述 286

（二）单通道模型反应堆热工设计的一般步骤和方法 286

五、单通道模型的反应堆稳态热工设计 286

（三）反应堆热工设计中需要通过科研实验解决的问题 299

六、子通道模型的反应堆稳态热工设计 306

（一）概述 306

（二）质量守恒方程 313

（三）热量守恒方程 314

（四）轴向动量守恒方程 315

（五）横向动量守恒方程 317

（一）核电站或动力装置的反应堆热工参数的选择 321

七、核反应堆热工参数的选择 321

（二）蒸汽发生器的工作条件，q-t图 325

（三） 核电站一回路和二回路热工参数间的关系和参数选择 326

思考题 332

习题 332

参考文献 334

第六章 反应堆瞬态热工分析 335

一、瞬态过程中反应堆功率计算 335

（一）停堆后的功率 335

（二）剩余裂变功率的衰减 336

（三）衰变功率的衰减 338

二、瞬态工况的燃料元件温度场计算 341

三、表征冷却剂热工水力状态的基本方程组 346

（一） 冷却剂作一维流动时的质量、动量和能量守恒方程 346

（二） 参数的平均及用平均参数表示的守恒方程 351

（三）两相流平均参数 353

四、反应堆的安全问题 355

（一）安全分析的任务 355

（二）功率调节时的过渡过程 358

（三）反应堆的事故 359

（四）反应堆的安全保护 361

五、反应堆失流事故 363

（一）概述 363

（二）冷却剂流量随时间的变化 366

（三）堆芯热工水力特性分析 372

六、压水堆的冷却剂丧失事故 378

（一）概述 378

（二）冷却剂丧失事故的安全措施 380

（三）事故发生后的工况 382

（四）冷却剂状态的控制容积解法 387

（五）燃料元件的再淹没过程 399

（六）燃料元件包壳与冷却剂之间的传热 404

（七）安全壳内气体压力的计算 407

七、其它类型的反应堆的冷却剂丧失事故 412

（一）沸水堆的冷却剂丧失事故 412

（二）钠冷快堆的冷却剂丧失事故 414

（三）气冷堆的冷却剂丧失事故 417

思考题 419

习题 421

参考文献 423

附录Ⅰ 核燃料的热物性 424

附录Ⅱ 一些包壳材料的热物性 426

附录Ⅲ 一些冷却剂的热物性 428

附录Ⅳ 一些固体慢化剂的热物性 434

附录Ⅴ 弯管、接管和阀门的形阻系数 435

附录Ⅵ 热工分析中常用单位的换算 438