核反应堆严重事故机理研究 [Nuclear Reactor Severe Accident Mechanism Research] 下载 mobi epub pdf 电子书 2024

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内容简介

　　《核反应堆严重事故机理研究》基于国际核反应堆严重事故研究的新进展以及在核反应堆严重事故现象机理与分析方面的研究成果，讨论了下列内容：严重事故基本概念，压力容器内事故现象（堆芯熔化过程、熔融池的形成与冷却、高压熔堆），安全壳早期失效（安全壳直接加热，氢气的产生、流动、燃烧和爆炸，蒸汽爆炸等），安全壳晚期失效（MCCI、熔融物堆内或堆外滞留），裂变产物释放及迁移，严重事故典型现象分析方法（典型严重事故分析程序、缓解措施分析），严重事故管理指南，轻水堆严重事故实例及反思（三哩岛核事故、切尔诺贝利核事故、日本福岛核事故）等。

目录

第1章 核反应堆严重事故基本概念
1．1 反应堆严重事故基本概念
1．1．1 严重事故定义
1．1．2 严重事故一般进程及主要现象
1．2 可能引起堆芯熔化的事故
1．3 严重事故研究的发展
1．3．1 严重事故现象机理研究
1．3．2 严重事故管理措施研究
参考文献

第2章 压力容器内事故现象机理
2．1 堆芯熔化过程
2．1．1 堆芯加热
2．1．2 氧化和氢气生成
2．1．3 堆芯材料的熔化
2．1．4 包壳失效
2．1．5 熔融物迁移与阻塞的形成
2．1．6 再灌水／骤冷
2．1．7 裂变产物释放
2．1．8 堆芯熔化相关现象实验研究
2．2 熔融池的形成
2．2．1 下封头中的主要现象
2．2．2 熔融物的组成与分层
2．2．3 硬壳-熔融物界面条件
2．2．4 熔融池的传热
2．2．5 一回路再淹没后的窄缝冷却
2．2．6 聚焦效应
2．2．7 临界热流密度
2．3 压力容器破裂
2．3．1 压力容器降级
2．3．2 下封头失效
2．4 高压熔堆
2．4．1 高压熔堆事故主系统自然现象
2．4．2 高压熔堆事故后果
2．4．3 高压熔堆事故的预防与缓解
参考文献

第3章 安全壳早期失效
3．1 安全壳直接加热（DCH）
3．1．1 DCH的危害及主要物理现象
3．1．2 熔融物喷放
3．1．3 安全壳穹顶内的现象
3．2 氢气的产生、燃烧和氢气爆炸
3．2．1 严重事故产氢过程
3．2．2 氢气流动特性研究
3．2．3 氢气燃烧模式和可燃性判断
3．2．4 氢气缓解措施
3．3 蒸汽爆炸
3．3．1 蒸汽爆炸的主要过程
3．3．2 燃料与冷却剂相互作用实验研究
3．3．3 热细粒化实验研究
3．3．4 热细粒化机理模型研究
3．3．5 水力学细粒化机理模型研究
3．3．6 燃料与冷却剂相互作用相关数值模拟研究
3．4 安全壳隔离失效
参考文献

第4章 安全壳晚期失效
4．1 安全壳晚期失效模式
4．2 熔融物与混凝土相互作用
4．2．1 MCCI的主要现象
4．2．2 MCCI的主要实验项目
4．2．3 MCCI中的传质传热
4．2．4 CORCON程序模型
4．3 熔融物堆内及堆外滞留
4．3．1 熔融池顶部注水冷却
4．3．2 熔融物底部注水冷却
4．3．3 熔融物在水池中的冷却
4．3．4 熔融物堆内滞留策略
4．3．5 熔融物堆外滞留策略
参考文献

第5章 裂变产物释放及迁移
5．1 裂变产物的产生和释放
5．1．1 裂变产物的存积量和变化特性
5．1．2 间隙释放
5．1．3 压力容器内裂变产物的释放
5．1．4 压力容器失效
5．1．5 压力容器外裂变产物的释放
5．1．6 进气释放
5．1．7 压力容器内晚期释放
5．1．8 裂变产物释放模型
5．2 裂变产物的迁移
5．2．1 裂变产物在回路内的迁移
5．2．2 裂变产物在安全壳内的迁移
5．2．3 裂变产物迁移的实验研究
5．3 安全壳旁通
5．4 裂变产物释放的缓解措施
5．4．1 气溶胶的沉降过程
5．4．2 气溶胶沉降过程的其他影响因素
5．4．3 安全壳喷淋去除气溶胶
5．5 安全壳过滤排气
参考文献

第6章 严重事故典型现象分析方法
6．1 典型严重事故分析程序
6．1．1 SCDAP／RELAP程序
6．1．2 MELCOR程序
6．1．3 MAAP程序
6．2 典型严重事故缓解措施分析
6．2．1 主系统卸压分析
6．2．2 注水的间歇性流动特性研究
6．2．3 大型干式安全壳氢气风险控制
6．2．4 裂变产物释放迁移缓解分析
参考文献

第7章 严重事故对策及管理
7．1 严重事故管理指南
7．1．1 严重事故管理指南的发展要求
7．1．2 世界各主要严重事故管理指南介绍
7．1．3 严重事故管理指南的制定
7．2 严重事故管理指南解读
7．2．1 严重事故诊断
7．2．2 指南的执行顺序
7．2．3 决策过程的辅助计算
7．3 严重事故缓解措施
7．3．1 主系统严重事故缓解措施
7．3．2 二次侧严重事故缓解措施
7．3．3 安全壳严重事故缓解措施
7．3．4 其他严重事故缓解措施
参考文献
……

第8章 轻水堆严重事故实例及反思
附录 缩略语表
索引

精彩书摘

　　《核反应堆严重事故机理研究》：
　　2.4.1 高压熔堆事故主系统自然现象
　　主系统高压力状态下发生堆芯熔化，对该情况下反应堆热工水力行为的理论分析发现，由于径向蒸汽温度梯度、堆芯产氢、气空间的轴向密度分层等现象，高压熔堆严重事故中，在堆芯—压力容器上腔室、上腔室—主系统邻近位置气空间等位置将引起浮力驱动的自然循环。该现象无法用传统的单程流动模型模拟，需要建立专门的自然循环模型。此种自然循环现象加强了过热堆芯材料向压力容器上部气空间和邻近气空间的传热，因此可能对压水堆的严重事故进程造成显著影响。
　　EPRI进行了一系列的高压熔堆事故主系统自然循环现象研究。特别是对于自然循环现象对主系统管道温度变化的影响进行了分析，以便更准确地模拟主系统管道在高温高压作用下可能发生的蠕变失效现象。随后EPRI与西屋合作开展了对于该现象的实验研究，以确定自然循环发生的判断条件和浮力驱动的流动形态。
　　在压水堆高压熔堆严重事故情况下，堆芯从开始裸露到发生大规模熔化前必然会经历堆芯蒸干的过程。在堆芯蒸干的过程中，堆芯几何结构基本完整，而堆芯内的气体受到空间尺度的非均匀加热，同时压力容器上部非直接接触堆芯的气体受热相对产生了一定延迟，因此压力容器上部气体温度较低、密度较大，而堆芯部分的气体温度较高、密度较小，这种密度差异将引起浮力驱动的流动现象。在堆芯裸露部分的径向上，堆芯中心的衰变热高于堆芯外围部分，并且堆芯外围不断向堆芯围板等邻近材料散热，因此堆芯外围的气体相对堆芯中心温度较低、密度较大，导致同一水平位置流体静力学压头不平衡，产生气体向堆芯流动的趋势。在这种情况下，一旦由蒸发、热膨胀驱动的气体单程流动的动量流量不足，那么压力容器内的流动将主要由浮力驱动，并形成自然循环。
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前言/序言

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