《轻水堆核电厂严重事故现象学》PDF下载

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  • 作  者:苏光辉,田文喜,张亚培,秋穗正,陈义学,季松涛,余红星著
  • 出 版 社:北京:国防工业出版社
  • 出版年份:2016
  • ISBN:9787118104677
  • 页数:424 页
图书介绍:本书首先简单回顾核电历史上发生的三次核电厂严重事故;基于核电厂严重事故进程重点介绍了堆芯早期行为、堆芯过热氧化、堆芯熔化和重定位、堆芯碎片床特性等堆内严重事故现象机理和相关现象分析,并在此基础上,介绍了堆芯熔化机理、堆芯碎片床形成和冷却机理、氢气产生机理等;然后,重点介绍了压力容器失效堆芯熔融物进入安全壳后的行为及安全壳内相关现象学,在此基础上,介绍了安全壳内可能发生并可能导致安全壳失效的一些事故现象及相关机理,如熔融物与混凝土反应(MCCI,Molten Corium Concrete Interaction)、氢气爆炸等。本书还对国内外相关的严重事故分析程序进行了系统地分析和总结;最后,本书整理给出了核电厂及相关核动力系统严重事故分析过程中需要的各种材料的物性。

符号表 1

部分缩略词 4

第1章 核电厂严重事故概述 7

参考文献 14

第2章 轻水堆核电厂概率安全评价及重大安全事故简介 18

2.1 核电厂概率安全评价 18

2.1.1 核电厂安全性两种评价方法的比较 18

2.1.2 WASH-1400 19

2.1.3 概率安全分析的基本概念 20

2.2 三哩岛核电厂事故 23

2.2.1 三哩岛核电厂简介 23

2.2.2 事故过程分析 24

2.2.3 事故影响 26

2.3 切尔诺贝利核电厂事故 26

2.3.1 切尔诺贝利核电厂简介 27

2.3.2 事故过程分析 28

2.3.3 事故影响 29

2.4 福岛核电厂事故 30

2.4.1 福岛核电厂简介 30

2.4.2 事故过程 31

2.4.3 事故影响 33

参考文献 34

第3章 事故早期堆芯行为 36

3.1 事故早期堆芯应力特性 36

3.1.1 国内外研究现状 36

3.1.2 燃料元件应力特性分析 38

3.2 堆芯再淹没特性 44

3.2.1 燃料元件再淹没的物理过程 44

3.2.2 再淹没过程传热模型 45

参考文献 50

第4章 堆芯氧化和熔化行为 52

4.1 堆芯氧化行为 52

4.1.1 锆水反应 52

4.1.2 不锈钢和水的反应 62

4.1.3 B4C在蒸汽中的氧化 63

4.1.4 包壳肿胀及破裂 64

4.2 堆芯熔化过程 66

4.2.1 堆内材料相变 69

4.2.2 控制棒及结构材料的熔化和再定位 76

4.2.3 燃料棒熔化及再定位 77

4.2.4 熔融池中熔融物在下腔室中的再定位 81

4.2.5 脆化的堆芯材料在再灌水阶段发生碎裂 82

参考文献 83

第5章 堆芯碎片床的形成及冷却 85

5.1 堆芯碎片床的形成和分类 85

5.2 堆芯碎片床的再淹没 88

5.3 堆芯碎片床的冷却 90

5.4 热斑形成迁徙和消失过程 94

5.4.1 碎片床形成实验 97

5.4.2 碎片床蒸汽冷却实验 98

5.4.3 碎片床水冷却实验 103

参考文献 105

第6章 蒸汽爆炸 108

6.1 蒸汽爆炸过程 108

6.1.1 粗混合过程 109

6.1.2 蒸汽爆炸触发 110

6.1.3 传播过程 111

6.1.4 膨胀过程 112

6.2 蒸汽爆炸理论研究 112

6.2.1 蒸汽爆炸程序 112

6.2.2 基本数学物理模型 114

6.2.3 熔融物凝固模型 116

6.2.4 粗混合阶段碎裂模型 118

6.2.5 爆炸膨胀阶段碎裂模型 118

6.2.6 粗混合阶段带表面凝固层熔融物颗粒的碎裂准则 119

6.2.7 爆炸膨胀阶段带表面凝固层熔融物颗粒的碎裂准则 120

6.2.8 求解方法及步骤 122

6.3 蒸汽爆炸实验计算分析 123

6.3.1 蒸汽爆炸实验 123

6.3.2 KS-2粗混合阶段计算验证 128

6.3.3 KS-2爆炸膨胀阶段计算验证 129

6.4 压力容器外部蒸汽爆炸特性分析 130

6.5 蒸汽爆炸二维分析计算 135

6.5.1 粗混合阶段二维计算分析 136

6.5.2 爆炸阶段二维计算分析 139

参考文献 144

第7章 堆芯熔融物换热特性及熔融物堆内保持 148

7.1 熔融池换热特性 148

7.1.1 COPRA实验 151

7.1.2 LIVE-L4实验 158

7.1.3 LIVE-L4实验快速计算模型 162

7.1.4 LIVE-L4实验数值计算模型 168

7.2 熔融物堆内保持特性 174

7.2.1 熔融池最终包络状态 178

7.2.2 IVRASA简介 180

7.3 压力容器内窄缝通道换热特性 193

7.3.1 矩形窄缝换热特性 195

7.3.2 球形窄缝换热特性 199

7.3.3 环形窄缝换热特性 202

7.4 压力容器外部流动换热特性 205

7.4.1 水平面朝下加热传热现象 205

7.4.2 半球面朝下加热传热现象 207

7.5 纳米流体增强IVR特性 212

7.5.1 纳米流体流动沸腾气泡动力学 215

7.5.2 纳米流体池式沸腾气泡动力学 219

参考文献 222

第8章 安全壳内事故过程 230

8.1 堆芯熔融物与混凝土反应 230

8.1.1 MCCI实验 231

8.1.2 MCCI分析程序介绍 234

8.2 安全壳直接加热 236

8.2.1 安全壳直接加热现象学 237

8.2.2 腔室内的现象 238

8.2.3 相关法规 241

8.3 氢气行为分析 241

8.3.1 氢气的产生 242

8.3.2 安全壳内氢气分布 242

8.3.3 氢气燃烧和爆炸 243

8.3.4 氢气缓解措施及管理策略 245

8.3.5 氢气爆炸实验 246

参考文献 248

第9章 事故源项 252

9.1 引言 252

9.2 裂变产物总量及变化 253

9.2.1 裂变产物的产生 253

9.2.2 稳定裂变产物的特性 255

9.2.3 放射性裂变产物的特性 255

9.2.4 燃料中裂变产物的物理化学状态 256

9.3 压力容器内裂变产物释放 256

9.3.1 裂变气体释放现象 256

9.3.2 裂变产物释放实验项目 259

9.3.3 计算模型和程序 262

9.3.4 裂变产物释放研究的相关结论和发展要求 264

9.4 裂变产物在反应堆主冷却系统中的输运 265

9.4.1 物理化学效应 265

9.4.2 气溶胶物理动力学的基本过程 265

9.4.3 粒度分布原理 266

9.4.4 反应堆主冷却系统内现象的简介 267

9.4.5 反应堆主冷却系统的输运模型 275

9.4.6 输运模型的发展方向 276

9.5 安全壳旁路 276

9.5.1 背景 276

9.5.2 现象学 277

9.5.3 研究现状 280

9.6 压力容器外裂变产物的释放 280

9.6.1 现象学 281

9.6.2 压力容器外的裂变产物/气溶胶释放实验 281

9.6.3 模型和程序 283

9.7 安全壳内裂变产物的输运 284

9.7.1 现象学 284

9.7.2 基本过程建模 286

9.7.3 缓解措施 291

9.8 放射性核素在大气中的扩散机理 293

9.8.1 高斯模式 293

9.8.2 拉格朗日粒子模式 295

9.9 MIDAC剂量模型 299

9.9.1 概述 299

9.9.2 厂内剂量率计算(点源法) 301

9.9.3 厂内剂量率计算(DCF法) 304

9.9.4 厂外剂量率计算 306

9.9.5 算例分析 310

参考文献 312

第10章 严重事故堆芯损伤程度评价 320

10.1 引言 320

10.1.1 事故过程中堆芯损伤状态 321

10.1.2 堆芯损伤评价与应急计划的关系 322

10.2 事故过程参数和堆芯损伤程度的关系 324

10.2.1 堆芯温度 324

10.2.2 压力壳内的水位 328

10.2.3 氢产量 329

10.2.4 裂变产物释放 330

10.2.5 裂变产物的取样分析 338

10.2.6 可用于堆芯状态评价参数总结 339

10.3 堆芯损伤评价方法 340

10.3.1 CDAM简介 340

10.3.2 TECDOC-955简介 341

10.3.3 SESAME简介 342

10.3.4 CDAG简介 343

参考文献 344

第11章 严重事故管理导则 346

11.1 简介 346

11.2 SAMG概述 348

11.2.1 目标 348

11.2.2 原则 348

11.2.3 范围 349

11.2.4 决策流程 349

11.2.5 分析 349

11.3 逻辑框架 351

11.4 主控室严重事故管理导则 352

11.5 TSC严重事故诊断 353

11.6 TSC严重事故管理导则 357

11.6.1 SAG 357

11.6.2 SCG 362

11.6.3 SAEG 363

11.7 计算辅助 364

11.8 SAMG与EOP/EP接口 367

11.8.1 EOP/SAMG的接口 367

11.8.2 SAMG/EP的接口 368

参考文献 368

第12章 严重事故分析软件 370

12.1 系统性分析程序 370

12.2 机理性分析程序 371

12.3 单一功能分析程序 373

12.4 系统性程序MIDAC的应用实例 374

12.4.1 MIDAC程序简介 375

12.4.2 反应堆严重事故分析模型 378

12.4.3 计算结果及分析 381

参考文献 389

第13章 严重事故分析热物性 391

13.1 二氧化铀及混合氧化物 391

13.1.1 熔化温度和熔化潜热 391

13.1.2 比定压热容和焓 392

13.1.3 热导率 392

13.1.4 辐射系数 393

13.1.5 热膨胀率和密度 393

13.1.6 黏度 394

13.2 铀合金 394

13.2.1 比定压热容和焓 394

13.2.2 热导率 395

13.2.3 热膨胀率和密度 395

13.3 锆合金 396

13.3.1 熔化和相变温度 396

13.3.2 比定压热容和焓 396

13.3.3 热导率 397

13.3.4 热膨胀率和密度 398

13.4 锆合金氧化物 398

13.4.1 熔化和相变温度 398

13.4.2 比定压热容和焓 399

13.4.3 热导率 400

13.4.4热膨胀率和密度 400

13.5 控制棒材料 401

13.5.1 熔化温度 401

13.5.2 比定压热容和焓 401

13.5.3 热导率 401

13.5.4 热膨胀率和密度 402

13.6 不锈钢氧化物 402

13.6.1 比定压热容和焓 402

13.6.2 热导率 403

13.6.3 热膨胀率和密度 403

13.7 中子吸收剂 404

13.7.1 熔化温度 404

13.7.2 比定压热容和焓 404

13.7.3 热导率 405

13.7.4 热膨胀率和密度 405

13.7.5 表面张力 406

13.7.6 黏度 406

13.8 镉 407

13.8.1 比定压热容 407

13.8.2 热导率 407

13.8.3 密度 407

13.8.4 焓 408

13.9 定位格架 408

13.9.1 熔化温度 408

13.9.2 焓 408

13.9.3 热导率 409

13.9.4 密度 409

13.10 锆铀化合物 409

13.10.1 比定压热容和焓 409

13.10.2 热导率 410

13.10.3 热膨胀率 410

13.10.4 Zr-U-O混合物摩擦系数 410

13.10.5 Zr-U-O混合物表面张力 410

13.10.6 Zr-U-O混合物黏度 410

13.10.7 Zr-U-O混合物熔化潜热 411

13.10.8 热膨胀系数 411

13.11 不凝结气体 411

13.11.1 比定压热容 411

13.11.2 热导率 412

13.11.3 黏度 413

参考文献 413