本书介绍了核反应堆的基本设计原理。全书共分六章,内容包括核动力堆的发展方向和选型、设计概述、堆物理设计计算、热工水力分析、堆结构和燃料元件设计,以及安全分析。书中也介绍了计算、分析和设计中所用的计算机程序。
本书为核反应堆工程与安全、能源和核能利用、核能与能源工程等专业的教材,也可供核反应堆管理、设计和运行人员以及关心核能利用的有关人员参考。
本书由张敬康主审,经核反应堆工程教材委员会核应堆设计原理及安全课程组于1990年5月由花家宏主持召开的审稿会审定,同意作为高等学校试用教材。
本书是按1987年原核工业部教育司规定的对高等学校教材的要求编写的,可作为核反应堆工程与安全、能源与核能利用、核能与能源工程等专业的教材,也可供核反应堆管理、设计和运行人员参考。核能将在我国能源中占有愈来愈显著的地位。根据我国情况开发和设计哪几种堆型比较现实有效,这是值得分析的问题。与此同时,用于核反应堆实际开发、设计计算和审批等的步骤、方法和相应的计算程序也就具有实际意义。这本书是从实用与发展的角度编写的,其中结合实际设计过程的压水动力堆物理设计计算部分占了较大比例,其他各章虽然也是着重于实际设计和应用程序开发,但限于篇幅只能采取典型描述的方式。在堆型上重点放在我国近期主要发展的压水动力堆上。
首先,根据我国国民经济发展规划和对能源的需求情况,从资源、环境、经济力量和国内基础等方面,综合考察了从现在到下一世纪的能源供应情况,提出了可供选择的核裂变和聚变堆型
的技术特征。接着,在核反应堆物理、热工水力、结构和安全分析等内容上,由浅入深介绍了设计计算方法和程序,并列出了相应的参考文献。这些程序大都是目前适用的和正在开发应用的。
在较地了解了核动力工程内容后,例如阅读了格拉斯登和塞桑斯基合著的《核反应堆工程》第三版,可以从本书中了解我国的情况及进一步熟悉核反应堆的设计计算。
王国力编著了第二、第三章,赵兆颐编著了第四章,贾宝山编著了第六章,曹栋兴编著了其余章节并统稿。核工业第二研究设计院张敬康、徐及明及花家宏对本书稿进行了审校,并与作者进行过多次讨论。核工业总公司核电部贺嘉忱参加了初审。上述有关人员及俞尔俊、李冶国、贺兴章等参加了审定会,并提出了很多有益的意见,谨在此表示衷心的感谢。
限于水平,书中难免有片面、不妥,甚至是谬误之处,深望读者提出批评和改正意见。
及时章 绪论
及时节 引言
第二节 核能在我国能源发展中的作用
第三节 典型核动力堆
一、压水堆
二、重水堆
三、高温气冷堆
四、钠冷快中子堆
五、聚变-裂变混合堆
第四节 本书的内容和范围
参考文献
第二章 核反应堆设计概论
及时节 引言
第二节 堆芯设计综述
一、堆芯物理设计
二、堆芯热工水力设计
三、堆芯结构设计
四、安全评价与经济分析
第三节 堆芯设计准则
一、堆芯物理设计准则
二、堆芯热工设计准则
第四节 堆芯方案设计计算流程
一、堆芯总体方案设计模块
二、宏观群常数模块
三、通量-功率-反应性模块
四、热工-水力模块
五、控制-调节模块
六、燃耗模块
七、燃耗经济分析模块
第五节 堆芯主要参数的确定
一、堆芯方案设计的任务
二、堆芯几何大小的确定
三、基本燃料栅元的确定
四、反应性控制设计
五、堆芯内燃料管理方案设计
六、堆芯热工参数的确定
参考文献
第三章 堆芯物理设计计算
及时节 堆芯物理设计计算综述
一、设计计算流程
二、设计计算的计算机程序
第二节 群常数的计算
一、引言
二、核截面数据库
三、计算少群常数的基本方法
四、栅元的平均少群常数计算程序(LEOPARD)
五、燃料组件平均的少群常数计算
第三节 功率分布和反应性设计计算
一、引言
二、基本的计算理论
三、功率分布及不均匀系数
四、反应性设计计算
五、动态参数的计算
第四节 燃耗分析和堆芯燃料管理
一、引言
二、燃耗分析的基本方法
三、燃耗计算程序简介
四、燃料栅元燃耗计算
五、堆芯燃耗计算与燃料管理
参考文献
第四章 堆芯热工水力设计
及时节 引言
一、热工水力设计的主要任务
二、计算模型和数值分析方法
三、设计参数的选择
第二节 单通道模型稳态热工设计
一、一般步骤和方法
二、平均通道计算
三、热通道计算
第三节 子通道模型热工分析
一、引言
二、流体动力学方程
三、两相流模型
四、方程的求解
五、全堆芯分析
参考文献
第五章 核反应堆结构和燃料元件的设计
及时节 引言
第二节 典型核反应堆简述
一、压水堆
二、重水堆
三、高温气冷堆
四、钠冷快中子堆
五、聚变-裂变混合堆
第三节 结构设计简述
一、反应堆结构设计及其作用
二、反应堆结构设计要求
三、燃料元件的结构设计
四、轻水堆燃料元件设计准则和限制
第四节 轻水堆燃料元件简化模型程序
一、程序适用范围
二、计算步骤与公式
第五节 燃料元件微观模型程序
一、假设条件
二、力学方程
三、应力的位移解法
四、轴向力平衡
五、时间步进
六、芯块开裂的影响
第六节 高温气冷堆燃料元件
一、石墨包壳的辐照寿命
二、力学方程
三、有限元解法
参考文献
第六章 反应堆安全分析
及时节 引言
一、反应堆安全分析的目的
二、运行与事故工况的分类及其验收准则
第二节 安全分析模型与程序概论
一、核电厂系统分析模型与程序
二、核电厂部件分析程序
三、堆芯中子物理分析程序
四、燃料元件行为分析程序
五、放射性后果分析程序
第三节 典型安全分析程序
一、TRAC-PF1的流体动力学模型
二、构件热传导模型
三、数值处理和求解方法
四、系统的部件模化
第四节 典型事故的安全分析
一、压水堆系统的部件划分
二、压力容器内的节段划分
三、稳态和瞬态计算结果的分析
第五节 反应堆概率安全评价方法
一、概率安全评价的基本方法
二、主要研究成果及方法的局限性
参考文献
附录A ASME规范中的一些规定
附录B 弹性力学中的基本符号与公式
附录C 国际单位制(SI)