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內容簡介

　　《核反應堆嚴重事故機理研究》基於國際核反應堆嚴重事故研究的新進展以及在核反應堆嚴重事故現象機理與分析方麵的研究成果，討論瞭下列內容：嚴重事故基本概念，壓力容器內事故現象（堆芯熔化過程、熔融池的形成與冷卻、高壓熔堆），安全殼早期失效（安全殼直接加熱，氫氣的産生、流動、燃燒和爆炸，蒸汽爆炸等），安全殼晚期失效（MCCI、熔融物堆內或堆外滯留），裂變産物釋放及遷移，嚴重事故典型現象分析方法（典型嚴重事故分析程序、緩解措施分析），嚴重事故管理指南，輕水堆嚴重事故實例及反思（三哩島核事故、切爾諾貝利核事故、日本福島核事故）等。

目錄

第1章 核反應堆嚴重事故基本概念
1．1 反應堆嚴重事故基本概念
1．1．1 嚴重事故定義
1．1．2 嚴重事故一般進程及主要現象
1．2 可能引起堆芯熔化的事故
1．3 嚴重事故研究的發展
1．3．1 嚴重事故現象機理研究
1．3．2 嚴重事故管理措施研究
參考文獻

第2章 壓力容器內事故現象機理
2．1 堆芯熔化過程
2．1．1 堆芯加熱
2．1．2 氧化和氫氣生成
2．1．3 堆芯材料的熔化
2．1．4 包殼失效
2．1．5 熔融物遷移與阻塞的形成
2．1．6 再灌水／驟冷
2．1．7 裂變産物釋放
2．1．8 堆芯熔化相關現象實驗研究
2．2 熔融池的形成
2．2．1 下封頭中的主要現象
2．2．2 熔融物的組成與分層
2．2．3 硬殼-熔融物界麵條件
2．2．4 熔融池的傳熱
2．2．5 一迴路再淹沒後的窄縫冷卻
2．2．6 聚焦效應
2．2．7 臨界熱流密度
2．3 壓力容器破裂
2．3．1 壓力容器降級
2．3．2 下封頭失效
2．4 高壓熔堆
2．4．1 高壓熔堆事故主係統自然現象
2．4．2 高壓熔堆事故後果
2．4．3 高壓熔堆事故的預防與緩解
參考文獻

第3章 安全殼早期失效
3．1 安全殼直接加熱（DCH）
3．1．1 DCH的危害及主要物理現象
3．1．2 熔融物噴放
3．1．3 安全殼穹頂內的現象
3．2 氫氣的産生、燃燒和氫氣爆炸
3．2．1 嚴重事故産氫過程
3．2．2 氫氣流動特性研究
3．2．3 氫氣燃燒模式和可燃性判斷
3．2．4 氫氣緩解措施
3．3 蒸汽爆炸
3．3．1 蒸汽爆炸的主要過程
3．3．2 燃料與冷卻劑相互作用實驗研究
3．3．3 熱細粒化實驗研究
3．3．4 熱細粒化機理模型研究
3．3．5 水力學細粒化機理模型研究
3．3．6 燃料與冷卻劑相互作用相關數值模擬研究
3．4 安全殼隔離失效
參考文獻

第4章 安全殼晚期失效
4．1 安全殼晚期失效模式
4．2 熔融物與混凝土相互作用
4．2．1 MCCI的主要現象
4．2．2 MCCI的主要實驗項目
4．2．3 MCCI中的傳質傳熱
4．2．4 CORCON程序模型
4．3 熔融物堆內及堆外滯留
4．3．1 熔融池頂部注水冷卻
4．3．2 熔融物底部注水冷卻
4．3．3 熔融物在水池中的冷卻
4．3．4 熔融物堆內滯留策略
4．3．5 熔融物堆外滯留策略
參考文獻

第5章 裂變産物釋放及遷移
5．1 裂變産物的産生和釋放
5．1．1 裂變産物的存積量和變化特性
5．1．2 間隙釋放
5．1．3 壓力容器內裂變産物的釋放
5．1．4 壓力容器失效
5．1．5 壓力容器外裂變産物的釋放
5．1．6 進氣釋放
5．1．7 壓力容器內晚期釋放
5．1．8 裂變産物釋放模型
5．2 裂變産物的遷移
5．2．1 裂變産物在迴路內的遷移
5．2．2 裂變産物在安全殼內的遷移
5．2．3 裂變産物遷移的實驗研究
5．3 安全殼旁通
5．4 裂變産物釋放的緩解措施
5．4．1 氣溶膠的沉降過程
5．4．2 氣溶膠沉降過程的其他影響因素
5．4．3 安全殼噴淋去除氣溶膠
5．5 安全殼過濾排氣
參考文獻

第6章 嚴重事故典型現象分析方法
6．1 典型嚴重事故分析程序
6．1．1 SCDAP／RELAP程序
6．1．2 MELCOR程序
6．1．3 MAAP程序
6．2 典型嚴重事故緩解措施分析
6．2．1 主係統卸壓分析
6．2．2 注水的間歇性流動特性研究
6．2．3 大型乾式安全殼氫氣風險控製
6．2．4 裂變産物釋放遷移緩解分析
參考文獻

第7章 嚴重事故對策及管理
7．1 嚴重事故管理指南
7．1．1 嚴重事故管理指南的發展要求
7．1．2 世界各主要嚴重事故管理指南介紹
7．1．3 嚴重事故管理指南的製定
7．2 嚴重事故管理指南解讀
7．2．1 嚴重事故診斷
7．2．2 指南的執行順序
7．2．3 決策過程的輔助計算
7．3 嚴重事故緩解措施
7．3．1 主係統嚴重事故緩解措施
7．3．2 二次側嚴重事故緩解措施
7．3．3 安全殼嚴重事故緩解措施
7．3．4 其他嚴重事故緩解措施
參考文獻
……

第8章 輕水堆嚴重事故實例及反思
附錄 縮略語錶
索引

精彩書摘

　　《核反應堆嚴重事故機理研究》：
　　2.4.1 高壓熔堆事故主係統自然現象
　　主係統高壓力狀態下發生堆芯熔化，對該情況下反應堆熱工水力行為的理論分析發現，由於徑嚮蒸汽溫度梯度、堆芯産氫、氣空間的軸嚮密度分層等現象，高壓熔堆嚴重事故中，在堆芯—壓力容器上腔室、上腔室—主係統鄰近位置氣空間等位置將引起浮力驅動的自然循環。該現象無法用傳統的單程流動模型模擬，需要建立專門的自然循環模型。此種自然循環現象加強瞭過熱堆芯材料嚮壓力容器上部氣空間和鄰近氣空間的傳熱，因此可能對壓水堆的嚴重事故進程造成顯著影響。
　　EPRI進行瞭一係列的高壓熔堆事故主係統自然循環現象研究。特彆是對於自然循環現象對主係統管道溫度變化的影響進行瞭分析，以便更準確地模擬主係統管道在高溫高壓作用下可能發生的蠕變失效現象。隨後EPRI與西屋閤作開展瞭對於該現象的實驗研究，以確定自然循環發生的判斷條件和浮力驅動的流動形態。
　　在壓水堆高壓熔堆嚴重事故情況下，堆芯從開始裸露到發生大規模熔化前必然會經曆堆芯蒸乾的過程。在堆芯蒸乾的過程中，堆芯幾何結構基本完整，而堆芯內的氣體受到空間尺度的非均勻加熱，同時壓力容器上部非直接接觸堆芯的氣體受熱相對産生瞭一定延遲，因此壓力容器上部氣體溫度較低、密度較大，而堆芯部分的氣體溫度較高、密度較小，這種密度差異將引起浮力驅動的流動現象。在堆芯裸露部分的徑嚮上，堆芯中心的衰變熱高於堆芯外圍部分，並且堆芯外圍不斷嚮堆芯圍闆等鄰近材料散熱，因此堆芯外圍的氣體相對堆芯中心溫度較低、密度較大，導緻同一水平位置流體靜力學壓頭不平衡，産生氣體嚮堆芯流動的趨勢。在這種情況下，一旦由蒸發、熱膨脹驅動的氣體單程流動的動量流量不足，那麼壓力容器內的流動將主要由浮力驅動，並形成自然循環。
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前言/序言

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