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核反应堆热工水力学基础

出版日期
2020/08/13
閱讀格式
PDF
書籍分類
學科分類
ISBN
9787568922166

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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。
  • 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
    • 2.6 UO2 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5 章 堆芯稳态热工分析
    • 5.1 核反应堆分析方法
      • 5.1.1 沸水堆和液态金属堆堆芯分析
      • 5.1.2 压水堆堆芯分析
      • 5.1.3 集总及分布参数法
    • 5.2 热管因子和热点因子
      • 5.2.1 核热管因子和核热点因子
      • 5.2.2 工程热管因子和工程热点因子
      • 5.2.3 降低热管因子和热点因子的途径
      • 5.2.4 热管因子和热点因子的工程应用
    • 5.3 冷却剂通道中的一维流动方程
      • 5.3.1 均相流基本方程
      • 5.3.2 加热通道的稳态单相流动
    • 5.4 加热通道的稳态两相流动和非平衡流动压降
      • 5.4.1 稳态两相流能量方程的解
      • 5.4.2 两相压降特性
    • 5.5 单通道模型的堆芯稳态热工分析
      • 5.5.1 核反应堆热工参数的选择
      • 5.5.2 最小临界热流密度比
      • 5.5.3 单通道模型反应堆热工设计的一般步骤和方法
    • 5.6 子通道分析方法
      • 5.6.1 子通道分析的一般原理
      • 5.6.2 质量、能量和轴向动量守恒方程
      • 5.6.3 横向动量平衡方程
      • 5.6.4 湍流交混效应
      • 5.6.5 子通道分析方法的基本缺点和一些问题的探讨
      • 5.6.6 子通道程序
      • 5.6.7 COBRA-TF 程序的守恒方程
    • 5.7 反应堆热工的概率分析方法
      • 5.7.1 关系式精度的评价
      • 5.7.2 基于总DNBR 的概率设计方法
      • 5.7.3 运行条件下DNB 失效概率的评估
    • 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
  • 出版地 中國大陸
  • 語言 簡體中文

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