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《工程传热在压水堆核电站安全中的应用》 本书深入探讨了传热学在压水堆（PWR）核电站安全运行中所扮演的关键角色，并详细阐述了相关工程应用。通过对传热机理的透彻分析，本书旨在为核工程领域的专业人士、研究人员以及相关专业学生提供一份全面而实用的参考。 核心内容涵盖： 传热学基本原理回顾： 本章将系统性地回顾传热学的基本概念，包括导热、对流和辐射三种主要传热方式。将重点介绍适用于核反应堆环境的传热模型和方程，例如傅里叶导热定律、牛顿冷却定律以及黑体辐射定律等，并讨论传热系数、传热温差等核心参数的定义与计算方法。同时，会结合核电站的具体工况，解释这些基本原理如何体现在核岛设备的设计和分析中。 压水堆核电站热工水力关键问题： 本部分将聚焦于压水堆核电站特有的热工水力挑战。详细分析反应堆堆芯内的热量产生与传递过程，包括燃料组件的热设计、冷却剂（通常是水）的流动与换热特性。重点阐述在正常工况、低功率和高功率运行状态下，堆芯温度分布的控制与评估。 蒸汽发生器传热与性能分析： 蒸汽发生器是压水堆核电站将堆芯热量传递给二回路的关键设备。本章将深入剖析蒸汽发生器内的传热过程，包括管束内外侧的对流换热、管壁的导热以及蒸汽冷凝换热。探讨影响蒸汽发生器传热效率的因素，如冷却剂流量、二次侧水位、管束结垢等，并介绍相关的性能评估方法与优化策略，以确保蒸汽发生器在各种工况下均能稳定可靠地运行。 冷却剂系统中的传热与流动： 本书详细阐述了主冷却剂系统、余热排出系统、安注系统等关键回路的传热与流动特性。分析在不同工况下（如正常运行、停堆、事故工况）冷却剂的温度、压力、流量变化，以及它们对设备和管道的影响。特别会关注在冷却剂丧失事故（LOCA）等极端情况下的传热行为，以及如何通过设计和运行策略来保证有效的冷却。 核电站安全壳内的热工分析： 安全壳是核电站防止放射性物质外泄的最后一道屏障。本章将重点研究在发生事故时，安全壳内部环境的传热行为，包括蒸汽冷凝、气溶胶沉降、水-蒸汽混合物冷却等复杂过程。介绍用于模拟安全壳内热工水力行为的分析方法和软件工具，以及这些分析在评估事故后果和制定应急预案中的作用。 传热学在核电站安全分析中的应用： 本部分将集中探讨传热学知识如何在核电站的安全性分析中得到实际应用。 瞬态热工分析： 详细介绍针对各种设计基准事故（DBA）和事故工况（如LOCA、蒸汽管道破裂等）的瞬态传热分析方法。这包括对反应堆冷却剂系统、蒸汽发生器、安全壳等关键部件在事故发生后的温度响应进行预测和评估。 热应力分析： 讨论由于温度变化引起的材料热应力问题，特别是在核岛关键结构件（如堆壳、蒸汽发生器传热管、安全壳结构等）的设计中，如何通过传热分析来指导热应力分析，避免结构失效。 长期停堆与余热排出： 分析反应堆在停堆后，燃料余热的产生与排出过程。介绍如何通过余热排出系统有效移除衰变热，以防止堆芯过热，保证核电站的安全停堆。 冷却剂过冷度控制： 阐述在正常运行和事故工况下，如何通过控制冷却剂的过冷度来保证其在流动过程中不发生汽化，避免对冷却效果和系统稳定性的不利影响。 设备设计与优化： 结合传热学原理，讨论核电站主要设备（如堆芯、蒸汽发生器、换热器等）的设计原则与优化方法，旨在提高传热效率，降低运行成本，同时满足安全要求。 先进传热技术在核电安全中的潜在应用： 本章将展望未来，介绍一些新兴的传热技术，如纳米流体、强化传热技术等，并探讨它们在提升压水堆核电站安全性能方面的潜力，包括提高换热效率、改善事故工况下的冷却能力等。 本书致力于提供严谨的理论分析和详实的工程案例，旨在帮助读者建立扎实的传热学理论基础，并能将其有效地应用于压水堆核电站的实际工程问题中，为保障核电站的安全稳定运行提供坚实的理论支撑和技术指导。
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