第1章　绪论
　　1.1 核能与反应堆发展概况
　　1939年，梅特纳和弗瑞士在研究铀核裂变时发现，铀的相对原子质量大于它所产生裂变碎片的相对原子质量总和，即在铀核裂反应过程中，发生了质量亏损，这个质量亏损的数值正好与裂变反应所放出的能量对应，并且根据爱因斯坦的质能关系式，计算出了每个铀原子核裂变时能够放出的能量。这个能量就是原子核裂变能，称为核能。
　　后来，哈恩、约里奥？居里及哈尔班等又发现更重要的一点：在铀核裂变释放出巨大能量的同时，还放出2～3个中子。以放出2个中子为例分析，1个中子与1个铀核进行裂变反应，产生能量，放出2个中子；这2个中子又与另外2个铀核裂变反应，产生2 倍的能量，再放出4个中子 。依此类推，这样的链式反应，以级数增加持续下去，势不可挡。为了研究实现链式反应的条件，美国决定建造一座自持链式反应装置—原子核反应堆。1942年12月，由费米领导的科研小组，在芝加哥大学斯塔格运动场的看台底下的一个实验室内建造了世界上第一座原子核反应堆—“芝加哥”一号堆，简称CP-1。该反应堆是用石墨层和铀层相间堆砌，共有57层，高6 m，呈扁球形。堆中间留了许多小孔，内插镉棒，调节镉棒插入的深浅，改变其吸收中子的多少，便可达到控制核裂变反应速率的目的。1942年12月2日下午，反应堆开始正常运行，拉开了人类利用原子核能的序幕。当时这个反应堆的运行功率只有0.5 W，10天后上升到200 W。1951年，美国利用一座生产钚的反应堆的余热试验发电，电功率为200 kW。1954年，苏联在莫斯科附近的奥布宁斯克建成了世界上第一座核电站，输出功率为5000 kW。由此，人类进入和平利用核能的时代。
　　再后来，英国和法国相继建成一批生产钚和发电两用的气冷堆核电站，美国在建造世界上第一艘压水堆核潜艇的基础上，又建成了电功率9万kW的压水堆核电站。进入20世纪60年代，工业大国在核武器竞赛的同时也竞相建造核电站。特别是经历第一次石油危机后，核电站发展在20世纪70年代中期进入高潮，增长的速度远高于火电和水电，苏联、美国、法国、比利时、德国、英国、日本、加拿大等发达国家都建造了大量核电站，截至2021年9月，全球在运核电机组443台，总装机容量超过394 GW。我国自20世纪80年代开始设计和建造核电站，自行设计的秦山核电站于1991年并网发电，随后从法国引进的大亚湾核电站也并网发电。根据中国核能行业协会公布的《中国核能发展报告2023》，截至发布时，中国大陆运行核电机组54台，额定装机容量为5682万kW，位列全球第三。在建核电机组24台，总装机容量5682万kW。继续保持全球第一。
　　从已运行的核电站装机容量可知，居于首位的美国，2021年拥有93座核反应堆，其装机容量占全世界的近四分之一，核发电量占其国内总发电量约18.9%。其次是法国、中国、俄罗斯和韩国。2021年，法国有核反应堆56座，核能发电量约占其国内总发电量的70%，是所有国家中占比最高的。据世界核能协会的参考情景假设，全球核电装机容量预计每年以2.6%的速度增长，到2030年达到439 GW，到2040年达到615 GW。更乐观的情景预计2030年达到521 GW，2040年达到839 GW。在相当长一段时期内，核电将成为清洁、低碳能源的支柱。
　　我国的煤炭、水力和石油资源有一定的蕴藏量，但是人口众多，人均能耗低。随着国家经济发展，特别是今后几十年将有大幅度的经济增长，煤、石油和水力的开发将不能满足需要。另外，煤和石油还是主要的化学、工业原料，不断大量消耗不仅会导致资源过早枯竭，还将给环境造成越来越严重的污染。因此，零碳排放，稳定输出，兼具部分调峰能力的核电，是我国能源发展规划的组成部分，是补充或替代常规能源的重要力量。
　　核能除用来发电外，还可以作为船舶、火箭、宇宙飞船、人造卫星等的动力和能源。特别是核动力不需要空气助燃，它能够在地下、水下、空间等缺乏空气的环境下工作，为人类开发海底世界、探索太空等提供理想动力和能源。
　　1.2 核反应堆动力装置简介
　　本书介绍的核反应堆是裂变反应堆。反应堆内链式裂变反应释放出来的核能*先在燃料元件内转化为热能，然后通过导热、辐射和对流的方式传递给冷却剂。核反应堆根据冷却剂的不同可分为水冷堆、气冷堆和液态金属冷却堆；根据慢化剂的不同可分为轻水堆、重水堆和石墨堆；根据用途的不同可分为研究堆、试验堆、动力堆和生产堆；根据引起裂变的中子能量的不同可分为热中子堆、中能中子堆和快中子堆；根据所用燃料的不同可以分为铀燃料堆、钍燃料堆和钚燃料堆；根据燃料布置的不同可以分为均匀堆和非均匀堆，等等。从堆型来看，在已经建成、正在建造和计划建设的核反应堆中，以水为冷却剂和慢化剂的堆占绝大多数。因此，本书的内容主要针对压水堆核动力主回路装置来编写，本节主要介绍压水堆、沸水堆和重水堆核动力装置的基本原理和特征等。
　　1.2.1 压水堆核动力装置
　　压水堆核动力装置主要由一回路系统、二回路系统及其他辅助系统和设备组成。图1.2.1为压水堆核动力回路系统示意图。其中，一回路系统由反应堆、稳压器、反应堆冷却剂泵（主泵）、蒸汽发生器及相应的管道等组成。二回路系统由蒸汽发生器二次侧、汽轮机、发电机、冷凝器、凝结水泵、给水泵、给水加热器和中间汽水分离再热器等设备组成。现分别作简要介绍。
　　图1.2.1 压水堆核动力回路系统示意图
　　1. 反应堆
　　反应堆通常是以铀或钚作核燃料，可控地进行链式裂变反应，并持续不断地产生裂变能和进行热量传递的一种特殊的原子锅炉。压水堆的冷却剂是水。一方面压水堆不允许水在堆内沸腾，另一方面为了提高转化效率，要求提高冷却剂的温度，因此在使用水做冷却剂时，要提高冷却剂系统压力（一般堆内压力为15～15.5 MPa）。由于水的慢化能力及载热能力都比较好，所以用水做慢化剂和冷却剂的压水堆，结构紧凑，堆芯体积小，堆芯的功率密度大。以一座典型的高温高压水做冷却剂的压水堆为例：它是一个外形直径约5 m，壁厚约200 mm，总高约13 m的圆柱形高压反应容器。容器内设有实现原子核裂变反应的堆芯和堆芯支承结构，顶部装有控制反应堆裂变反应的控制棒传动机构，随时调节和控制堆芯中控制棒的插入深度。
　　堆芯是原子核反应堆的心脏，裂变链式反应就在这里进行。它主要由核燃料组件、控制棒组件和既作中子慢化剂又作为冷却剂的水组成。典型压水堆燃料是高温烧结的圆柱形（UO2）陶瓷块，直径约8 mm，高13 mm，称为燃料芯块。其中（235U）的浓缩度约3%～5%，圆柱形燃料芯块一个一个地重叠着放在外径约9.5 mm、厚约0.57 mm的锆合金的包壳管中，锆管两端用端塞焊接密封，构成细长的燃料棒元件。这种锆合金管称为燃料元件包壳。这些燃料元件按15×15或17×17正方形排列，中间用弹簧型定位架定位夹紧，组成棒束型核燃料组件。每一个燃料组件包括200多根燃料元件，如图1.2.2所示。中间有些位置空出来放控制棒，控制棒的上部连成一体成为棒束。每一个棒束都在相应的燃料组件内上下运动。控制棒在堆内布置得很分散，主要是为控制和展平功率的大小和分布。除特殊要求外，燃料组件外面通常不加装方形盒，以利于冷却剂的横向流动。加上端部构件，整个元件长3～4 m，横截面为边长约20 cm的正方形。
　　控制棒用铪或银铟镉合金等吸收中子能力较强的材料外包不锈钢包壳制成。若干根棒连接成棒束，由堆顶上的传动机构上、下抽插堆芯，以控制和调节堆芯内裂变中子的数目来达到控制裂变反应速率。当反应堆启动或提升功率时，只要将控制棒逐步提升，此时堆内中子数目增多，铀核裂变随之增加，核能释放增多，冷却水的温度升高，输出热功率上升。达到一定功率后，只要将控制棒适度回抽，使堆芯的中子数目保持一定，反应堆就会稳定在某一功率下运行。如果要使反应堆降低功率或停堆，只要将控制棒往下插，中子被控制棒吸收量就增加，堆芯内中子数目立刻减少，直至核反应停止。如果在运行过程中发生某种紧急情况或事故，控制棒将会全部自动快速插入堆芯，在较短的时间内将反应堆关闭，确保反应堆安全。
　　图1.2.2 典型燃料组件
　　堆芯放在一个很大的压力容器—压力壳内，它是压水堆中最关键的设备之一，不可更换。比如，一座90万kW与130万kW的压水堆，压力壳直径分别为3.99 m、4.39 m，壁厚分别为0.2 m、0.22 m，重量分别为330 t、418 t，高在13 m以上。图1.2.3是压水堆压力容器内结构示意图。在压力壳顶部有控制棒的驱动机构，控制棒由上部插入堆芯。作为慢化剂和冷却剂的水，由压力壳侧面进来后，经过吊篮和压力壳之间的环形间隙，再从下部进入堆芯。冷却水通过堆芯吸热后，温度升高，密度降低，成为温度较高的水，从堆芯和压力壳上部出来，通过管路进入蒸汽发生器。一座100万kW的压水堆，堆芯每小时冷却水的流量约6万t。这些冷却水并不排出堆外，而是在封闭的一回路内循环工作，其中不断抽出一部分水净化后再返回一回路。堆芯有一百多个燃料组件，这些组件内总共有四万多根三米多长、比铅笔略粗的燃料元件。
　　图1.2.3 压水堆压力容器内结构
　　1—吊装耳环；2—封头；3—上支承板；4—内部支承凸缘；5—堆芯吊篮；6—上支承柱；7—进口接管；8—堆芯上栅格板；9—围板；10—进出孔；11—堆芯下栅格；12—径向支承件；13—底部支承板；14—仪表引线管；15—堆芯支承柱；16—流量混合板；17—热屏蔽；18—燃料组件；19—反应堆压力壳；20—围板径向支承；21—出口接管；2—控制棒束；23—控制棒驱动杆；24—控制棒导向管；25—定位销；26—夹紧弹簧；27—控制棒套管；
　　28—隔热套筒；29—仪表引线管进口；30—控制棒驱动机构
　　2. 蒸汽发生器
　　如图1.2.4所示，蒸汽发生器是将反应堆的热能传递给二回路水以产生蒸汽的热交换设备，其内有很多管子。管子内、外分别为一、二回路的水，互不接触，因此，蒸汽发生器是分隔并连接一、二回路的重要设备。一回路的高温高压水流过蒸汽发生器管内时，通过管壁进行热交换，将二回路里的水变成6～7 MPa、280℃左右的高温蒸汽。蒸汽发生器通常由直立式倒U形传热管束、管板、三级汽水分离器及外壳容器等组成。一回路冷却剂由蒸汽发生器下封头的进口管进入一回路水室，经过倒U形传热管向二回路水放热后汇集到下封头的出口水室，再流向一回路主泵吸入口。而U形管外侧的二回路给水是由蒸汽发生器筒体的给水接管进入环形管的，经环形通道流向底部，然后沿着倒U形管束的外空间上升，同时被加热，部分水变为蒸汽，汽水混合物进入上部汽水分离器，经过粗、细两级分离和第三级分离干燥后达到一定干度的饱和蒸汽，汇聚到蒸汽发生器顶部出口处，经二回路主蒸汽管道进入汽轮机。
　　3. 稳压器
　　反应堆里冷却剂的温度在常温与300多℃间变化，体积会有很大的收缩和膨胀。由于冷却剂的体积变化，在密闭回路内会引起压力变化和波动，如果不采取措施，反应堆的运行就不稳定。所以，在冷却剂的出口和蒸汽发生器之间设有稳压器，又称为容积补偿器。它的作用是补偿一回路冷却水温度变化引起的回路水容积的变化，以及调节和控制一回路系统冷却剂的工作压力。稳压器结构呈圆柱形筒体，下部为水，底部设有电加热元件，顶部设有喷雾器，如图1.2.5所示。正常运行时，稳压器内近一半容积为水，另一半为保持一定压力的蒸汽。开启电加热元件可使热水沸腾，在稳压器上部产生蒸汽，提高压力。当上部喷雾冷水，可使蒸汽凝结降低压力。因此，稳压器是利用蒸汽的可压缩性来保持堆内冷却水压力稳定。
　　图1.2.4 蒸汽发生器
　　1—蒸汽出口管嘴；2—蒸汽干燥器；3—旋叶式汽水分离器；4—给水管嘴；5—水流；6—防振条；7—管束支承板；8—管束围板；9—管束；10—管板；11—隔板；12—冷却剂出口；13—冷却剂入口 图1.2.5 稳

目录
再版说明
序
前言
符号表
第1章 绪论 1
1.1 核能与反应堆发展概况 1
1.2 核反应堆动力装置简介 2
1.2.1 压水堆核动力装置 2
1.2.2 重水堆核动力装置 7
1.2.3 沸水堆核动力装置 9
1.2.4 舰船核动力装置的特点 10
1.3 热工水力分析的目的、任务与方法 12
1.3.1 热工水力分析的目的 13
1.3.2 热工水力分析任务与方法 14
习题 15
第2章 堆芯材料和热源分布 16
2.1 核燃料 16
2.1.1 核燃料分类 17
2.1.2 核燃料UO2 18
2.2 包壳 20
2.2.1 包壳的作用 20
2.2.2 包壳材料的选择 21
2.3 堆内其他结构 23
2.3.1 不锈钢 23
2.3.2 镍基合金 24
2.4 冷却剂和慢化剂 25
2.4.1 冷却剂和慢化剂的选择 25
2.4.2 水的物性 26
2.4.3 水物性查表计算 26
2.5 堆芯热源及其分布 28
2.5.1 裂变能释放的特点 28
2.5.2 堆内热功率计算 29
2.5.3 堆芯功率分布及其影响因素 31
2.5.4 控制棒、慢化剂和结构材料的热源强度 36
2.5.5 停堆后的释热 38
习题 42
第3章 核动力装置传热学基础 44
3.1 导热 44
3.1.1 导热的基本概念及定律 44
3.1.2 导热微分方程 46
3.1.3 定解条件 47
3.1.4 几种典型导热问题的解 48
3.2 单相对流换热 52
3.2.1 对流换热的基本概念 52
3.2.2 管道内强迫对流换热及换热系数 54
3.2.3 管道外强迫对流换热及换热系数 56
3.2.4 自然对流换热及换热系数 59
3.3 沸腾传热 61
3.3.1 大容积沸腾 62
3.3.2 流动沸腾 65
3.3.3 临界热流密度经验公式 70
3.4 凝结传热 75
3.4.1 层流膜状凝结 76
3.4.2 湍流膜状凝结 76
3.4.3 膜状凝结的影响因素 78
习题 79
第4章 反应堆内稳态传热分析 81
4.1 定热导率燃料元件导热 81
4.1.1 燃料芯块导热 81
4.1.2 气隙导热 84
4.1.3 包壳导热 85
4.1.4 包壳表面对流换热 86
4.1.5 元件径向总温降 87
4.2 变热导率燃料元件导热 88
4.2.1 影响UO2热导率的因素 88
4.2.2 UO2热导率的几个经验公式与比较 90
4.2.3 包壳与氦气隙的热导率 91
4.2.4 燃料芯块积分热导率 92
4.3 燃料元件与冷却剂温度场 95
4.3.1 冷却剂输热方程 95
4.3.2 冷却剂轴向温度场 96
4.3.3 燃料元件轴向温度场 98
4.4 燃料元件*高温度及其位置 101
习题 103
第5章 蒸汽发生器与稳压器内热工分析 105
5.1 蒸汽发生器传热 105
5.1.1 传热模型 105
5.1.2 一次侧传热过程 106
5.1.3 二次侧传热过程 107
5.1.4 管壁热阻和污垢热阻 109
5.2 蒸汽发生器的稳态特性 109
5.2.1 不同运行方式的稳态特性 110
5.2.2 稳态特性计算方法 111
5.3 稳压器内热力分析 111
5.3.1 冷却剂体积变化的分析 112
5.3.2 稳压器内部的热力过程 113
5.3.3 稳压器容积计算 115
习题 121
第6章 核动力装置水力学基础 122
6.1 单相流基本方程 122
6.1.1 连续性微分方程 122
6.1.2 流体运动微分方程 123
6.1.3 流体微小流束的伯努利方程 124
6.1.4 总流的连续性方程 125
6.1.5 总流的伯努利方程 126
6.2 管内单相流压降计算 126
6.2.1 管内流动型态和流动阻力压降 127
6.2.2 沿程摩擦压降 128
6.2.3 局部压降 132
6.2.4 管中的水锤现象 138
6.2.5 气穴和汽蚀 140
6.3 两相流基本方程 141
6.3.1 基本概念 142
6.3.2 基本方程 145
6.4 两相流压降计算 146
6.4.1 摩擦压降 147
6.4.2 加速压降 148
6.4.3 提升压降 149
6.4.4 局部压降 150
习题 152
第7章 核动力一回路水力分析 154
7.1 反应堆内压降计算 154
7.1.1 摩擦压降 154
7.1.2 提升压降 155
7.1.3 加速压降 155
7.1.4 定位格架的局部压降 155
7.2 蒸汽发生器内压降计算 157
7.2.1 一回路侧阻力压降计算 157
7.2.2 二回路侧自然循环与水力计算 159
7.3 管路压降与泵功率 162
7.3.1 管路压降 162
7.3.2 泵功率 163
7.4 堆芯冷却剂流量的分配 163
7.4.1 堆芯流量分配的计算方法 164
7.4.2 堆芯流量分配分析 166
7.5 流动不稳定性 168
7.5.1 流动不稳定性概述 169
7.5.2 水动力学不稳定性分析 172
7.6 反应堆内自然循环 176
7.6.1 基本概念与方程 176
7.6.2 堆内水流量确定 178
7.7 蒸汽发生器倒U形管内倒流分析 180
7.7.1 倒流机理分析 181
7.7.2 倒流的判断准则 183
7.7.3 倒流问题的比例模化方法 188
7.7.4 倒流流量与倒流管数计算简介 192
习题 192
第8章 反应堆稳态热工设计 194
8.1 热工设计准则 194
8.2 热管因子和热点因子 196
8.2.1 核热管因子和核热点因子 197
8.2.2 工程热管因子和工程热点因子 198
8.2.3 降低热管因子和热点因子的途径 206
8.3 单通道模型堆芯稳态热工设计 207
8.3.1 热工设计参数选择 207
8.3.2 热工设计的一般步骤和方法 208
8.3.3 安全校核 213
8.3.4 试验验证 218
8.4 子通道模型堆芯稳态热工设计 219
8.4.1 子通道的划分 220
8.4.2 基本方程 221
8.4.3 求解方法 223
8.4.4 常用子通道程序介绍 224
习题 226
第9章 反应堆正常瞬态热工分析 227
9.1 集总参数法 227
9.2 瞬态传热问题的集总参数求解 227
9.3 燃料元件径向温度变化的解析求解 229
9.3.1 板状燃料元件 230
9.3.2 棒状燃料元件 231
9.4 棒状元件径向温度变化的数值求解 234
9.4.1 数值求解方法 235
9.4.2 功率按指数规律变化时元件径向温度 238
9.4.3 有温度反馈缓发超临界过程元件径向温度 239
9.5 动态温度场的集总参数法分析 243
9.5.1 棒状元件动态温度场 243
9.5.2 堆芯热管动态温度场 246
9.6 反应堆瞬态过程的快速仿真分析 250
9.6.1 有反馈的反应性变化过程仿真 250
9.6.2 负荷大幅变化时的仿真 255
习题 258
第10章 海洋与机动条件下的流动与换热 259
10.1 海洋条件下船体运动的特点 259
10.2 摇摆与起伏时内部层流流动与对流换热 260
10.2.1 圆管 260
10.2.2 矩形通道 262
10.3 摇摆与起伏时内部湍流流动与对流换热 264
10.3.1 圆管 264
10.3.2 矩形通道 268
10.4 舰船机动对一回路自然循环的影响 271
10.4.1 紧急上浮与速潜对驱动压降的影响 273
10.4.2 舰船运动对主要热工参数的影响 275
习题 282
第11章 核动力装置热工水力计算分析工具简介 283
11.1 核动力装置热工水力计算分析工具的发展 283
11.2 *佳估算程序 284
11.2.1 *佳估算程序的建模方式 285
11.2.2 计算结果不确定性的主要来源 285
11.2.3 *佳估算程序的验证 286
11.2.4 常用程序简介 286
11.3 计算流体动力学程序 292
11.3.1 计算流体动力学简介 292
11.3.2 控制方程的通用形式 292
11.3.3 计算区域网格划分 293
11.3.4 湍流模型 294
11.3.5 CFD计算的误差分析 294
11.3.6 FLUENT软件简介 295
11.4 核动力装置自然循环分析平台 296
11.4.1 反应堆时空中子动力学计算模块 296
11.4.2 反应堆及主冷却剂系统热工水力分析模块 300
11.4.3 一回路辅助系统及二回路系统流体网络计算模块 303
习题 305
参考文献 306
附录Ⅰ 一些核燃料的热物性 309
附录Ⅱ 水和水蒸气的热物性 310
附录Ⅲ 氦气的热物性 330