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  • 核反应堆热工水力学基础 慕课版 潘良明 编 大中专 文轩网
  • 新华书店正版
    • 作者: 暂无著
    • 出版社: 重庆大学出版社
    • 出版时间:2020-08-01 00:00:00
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         https://product.suning.com/0070067633/11555288247.html

     

    商品参数
    • 作者: 暂无著
    • 出版社:重庆大学出版社
    • 出版时间:2020-08-01 00:00:00
    • 版次:1
    • 印次:1
    • 印刷时间:2020-08-01
    • 字数:496000
    • 页数:308
    • 开本:16开
    • 装帧:平装
    • ISBN:9787568922166
    • 国别/地区:中国
    • 版权提供:重庆大学出版社

    核反应堆热工水力学基础 慕课版

    作  者:潘良明 编
    定  价:69
    出 版 社:重庆大学出版社
    出版日期:2020年08月01日
    页  数:308
    装  帧:平装
    ISBN:9787568922166
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    内容简介

    核反应堆是一个将可控的核反应所产生的热量引出做功,或者直接利用其热能实现其他用途的系统。该过程涉及燃料元件内的导热过程、冷却剂中包括沸腾在内的对流传热过程,以及与之相关流动过程的压降特性等问题。本书共6章,主要内容包括动力堆的热工水力特征和设计准则、反应堆释热和燃料元件的热工分析、冷却剂的传热、反应堆的水力分析、堆芯稳态热工分析及堆芯瞬态热工分析等,每章附有思考题和习题。全书内容力求精简,讲求从设计者的视角来观察反应堆热工水力分析的问题。本书可作为高等学校核工程与核技术专业本科及研究生的热工分析类课程教材和核反应堆运行及维护人员取证培训相关课程的教材,也可作为从事核反应堆设计和安全分析工程技术人员的参考书目。

    作者简介

    精彩内容

    目录
    第1章动力堆的热工水力特征和设计准则
    1.1动力循环及一回路冷却剂系统
    1.1.1动力循环
    1.1.2一回路冷却剂系统
    1.2反应堆堆芯和燃料组件
    1.2.1反应堆堆芯
    1.2.2燃料组件
    1.3基于热工水力的电厂总体特征
    1.4堆芯热工性能的关键参数
    1.5热工设计限值和裕量
    1.5.1带金属包壳的燃料棒
    1.5.2石墨包覆颗粒燃料
    1.5.3热工设计裕量
    思考题
    习题
    第2章反应堆释热和燃料元件的热工分析
    2.1核裂变能量释放及其分布
    2.1.1能量释放的方式
    2.1.2能量的沉积
    2.1.3能量产生参数
    2.2堆芯功率分布及影响因素
    2.2.1堆芯功率的分布
    2.2.2影响功率分布的因素
    2.2.3燃料元件内的功率分布
    2.3控制棒和结构材料中的释热
    2.3.1控制棒中的热源
    2.3.2慢化剂中的热源
    2.3.3结构材料中的热源
    2.4停堆释热
    2.4.1剩余裂变功率的衰减
    2.4.2衰变功率的衰减
    2.5燃料元件中的导热微分方程
    2.5.1导热微分方程的一般形式
    2.5.2热导率近似
    2.6UO2的热物性
    2.6.1热导率
    2.6.2裂变气体释放
    2.6.3熔点
    2.6.4比热容
    2.7燃料元件中的温度场分布
    2.7.1棒状燃料元件的一般温度分布
    2.7.2考虑轴向功率分布的棒状燃料元件的温度场
    2.7.3板型燃料元件
    2.7.4重结构燃料元件的温度分布
    2.8燃料和冷却剂间的热阻
    2.8.1间隙导热模型
    2.8.2总热阻
    思考题
    习题
    第3章冷却剂的传热
    3.1单相对流换热
    3.1.1强迫对流换热
    3.1.2自然对流换热
    3.2流动沸腾传热
    3.2.1核化过热度
    3.2.2沸腾传热模式
    3.2.3过冷沸腾
    3.2.4饱和沸腾
    3.3沸腾临界热流密度
    3.3.1低干度下的CHF(偏离核态沸腾,DNB)
    3.3.2高干度下的CHF(干涸)
    3.3.3专用CHF关联式
    3.3.4通用CHF关联式
    3.3.5关于棒束通道CHF的特殊考虑
    3.4临界后传热及过渡沸腾传热
    3.4.1临界后的流型和传热特征
    3.4.2临界后传热关联式
    思考题
    习题
    第4章反应堆的水力分析
    4.1单相流体的流动压降
    4.1.1液体冷却剂
    4.1.2燃料棒束通道的流动压降
    4.1.3气体冷却剂沿等截面直通道流动时的压降
    4.2两相流基本参数
    4.3流型及空泡份额
    4.3.1流型分类
    4.3.2液泛和流动反转
    4.3.3流型图
    4.3.4空泡份额的确定
    4.4两相流压降
    4.4.1两相流压降梯度和压降组成
    4.4.2均相流压降模型
    4.4.3分相流压降
    4.4.4两相摩擦压降倍数的确定
    4.4.5回路内的流动压降
    4.5流动回路和自然循环
    4.5.1回路流动方程
    4.5.2单相稳态自然循环
    4.5.3两相稳态自然循环
    4.6临界流和冷却剂的喷放
    4.6.1单相流体的临界流
    4.6.2两相流的临界流
    4.7流动不稳定性
    4.7.1静力学不稳定性
    4.7.2动力学流动不稳定性
    4.8反应堆水力分析
    4.8.1动力堆水力结构及水力分析的边界条件
    4.8.2单通道中的流动
    4.8.3联箱相连的加热闭式多通道中的流动
    4.8.4开式加热多通道中的流动
    思考题
    习题
    第6章堆芯瞬态热工分析
    6.1动量方程的瞬态近似解
    6.1.1分段可压缩流体(SC)模型
    6.1.2动量积分(MI)模型(不可压缩但热膨胀流体)
    6.1.3单一质量流速(SV)模型
    6.1.4通道积分(CI)模型
    6.2瞬态过程的特征线法(MOC)近似解
    6.2.1特征线法的基本理论
    6.2.2在单相瞬态问题中的应用
    6.2.3在两相流瞬态中的应用
    6.3热力系统瞬态过程的程序分析
    6.3.1控制容积和通道模型
    6.3.2守恒方程
    6.4反应堆的安全问题
    6.4.1瞬态分析的任务
    6.4.2反应堆的控制和保护
    6.4.3专设安全系统
    6.4.4电厂运行极限参数
    6.5负荷丧失瞬态
    6.6失流事故
    6.6.1事故工况
    6.6.2流量瞬变
    6.7压水堆冷却剂丧失事故
    6.7.1事故分类
    6.7.2小破口失水事故后的工况
    6.7.3大破口事故后的工况
    6.7.4燃料元件的再淹没过程
    6.7.5安全壳内气体压力的计算
    思考题
    习题
    参考文献

    售后保障

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