核反应堆严重事故机理研究

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  • 印刷时间:2016年04月01日
  • 开 本:16开
  • 纸 张:胶版纸
  • 包 装:平装
  • 是否套装:否
  • 国际标准书号ISBN:9787313139504
作者:佟立丽 著出版社:上海交通大学出版社出版时间:2016年04月 
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
在线试读部分章节
《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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