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反應堆熱工水力學 版權信息
- ISBN：9787566112156
- 條形碼：9787566112156 ; 978-7-5661-1215-6
- 裝幀：暫無
- 冊數：暫無
- 重量：暫無
- 所屬分類：>>
反應堆熱工水力學 本書特色
核能的發展與和平利用是20世紀科技*杰出的成就之一。盡管核能在其發展歷史上經歷了曲折，但隨著設計、運行、管理等各個方面的經驗積累和技術發展，核能目前已被公認為是一種安全、清潔、可持續發展的能源，在世界范圍內獲得了廣泛應用，我國也制定了積極發展核電的能源政策，是目前國際上規模*、發展速度*快的核電市場。
反應堆的堆芯釋熱率從物理的觀點上看，可以非常大，但從熱工上看，則取決于堆內釋熱能否安全、經濟地予以取出并加以利用，反應堆的瞬態運行特性和事故工況的安全性都與反應堆熱工有密切關系，因此，充分了解反應堆燃料元件的傳熱特性、冷卻劑的流動特性和熱量傳輸特性，掌握相應的分析方法，對反應堆設計和反應堆運行都至關重要。本教材以壓水核反應堆為例，從基本概念和基本原理出發，較全面地介紹了堆內熱工水力過程的基本規律和基本計算方法，以及一些經典的分析方法和分析模型。從內容編排上，注意深入淺出，循序漸進，并適當吸收*的研究成果，使教材內容既能滿足本科教學的需要，也能為工程設計人員提供參考。核能的發展與和平利用是20世紀科技*杰出的成就之一。盡管核能在其發展歷史上經歷了曲折，但隨著設計、運行、管理等各個方面的經驗積累和技術發展，核能目前已被公認為是一種安全、清潔、可持續發展的能源，在世界范圍內獲得了廣泛應用，我國也制定了積極發展核電的能源政策，是目前國際上規模*、發展速度*快的核電市場。
反應堆的堆芯釋熱率從物理的觀點上看，可以非常大，但從熱工上看，則取決于堆內釋熱能否安全、經濟地予以取出并加以利用，反應堆的瞬態運行特性和事故工況的安全性都與反應堆熱工有密切關系，因此，充分了解反應堆燃料元件的傳熱特性、冷卻劑的流動特性和熱量傳輸特性，掌握相應的分析方法，對反應堆設計和反應堆運行都至關重要。
本教材以壓水核反應堆為例，從基本概念和基本原理出發，較全面地介紹了堆內熱工水力過程的基本規律和基本計算方法，以及一些經典的分析方法和分析模型。從內容編排上，注意深入淺出，循序漸進，并適當吸收*的研究成果，使教材內容既能滿足本科教學的需要，也能為工程設計人員提供參考。
全書共分7章，其中：第1章簡要介紹了核反應堆技術的發展概況和一些具有代表性的壓水堆、沸水堆、重水堆，以及一些新概念水冷堆的結構設計和工作原理，并在此基礎上介紹了熱工水力分析的主要任務；第2章主要介紹了反應堆堆芯釋熱及其分布規律；第3章首先簡要介紹了反應堆堆內傳熱涉及的基本理論和基本計算方法，在此基礎上，重點介紹了典型燃料元件的徑向和軸向溫度分布的計算方法；第4章介紹了反應堆內穩態水力特性分析方法，主要包括冷卻劑的流動壓降、臨界流動、自然循環和流動不穩定性的計算與分析；第5章簡要介紹了反應堆穩態熱工水力設計原理、方法和步驟，并對單通道模型和子通道模型進行了討論；第6章介紹了反應堆瞬態熱工水力分析模型和典型求解方法；第7章對目前已獲得廣泛應用的系統分析程序和典型CFD計算程序的結構和應用等進行了簡要介紹。
本書的編寫分工如下：孫中寧編寫第1，2章和第3章的3.1節~3.3節，并負責全書的統稿和內容審核；范廣銘編寫第3章的3.4節~3.7節和第4章；王建軍編寫第5，6，7章。在本書的編寫過程中，碩士研究生李文超、李偉超、郭恒辰等參加了書稿的校對工作，在此表示衷心的感謝！
在本書的編寫過程中，編者總結了哈爾濱工程大學在“反應堆熱工水力學”課程教學上的經驗，參考了國內外已出版的反應堆熱工水力學分析、流體力學、兩相流、傳熱學等方面的教材和參考文獻。由于編者水平有限，加之時間倉促，書中難免有疏漏和錯誤之處，敬請讀者批評指正。
反應堆熱工水力學 內容簡介
本書以壓水核反應堆為例，較全面地介紹了堆內熱工水力過程的基本規律和基本計算方法，以及一些經典的分析方法和分析模型，主要包括核反應堆技術發展概況、反應堆的熱源及其分布、反應堆穩態工況下的傳熱計算、反應堆穩態工況下的水力計算、堆芯穩態熱工分析、堆芯瞬態熱工分析、反應堆熱工分析工具簡介等。
本書既可作為高等學校核工程專業本科教材，也可供相關工程技術人員和科研人員參考。
反應堆熱工水力學 目錄
目錄第1章緒論
1.1核反應堆技術發展概況
1.2核反應堆簡介
1.3核反應堆熱工分析的任務
習題
第2章反應堆的熱源及其分布
2.1核裂變產生的能量及其分布
2.2堆芯功率分布及其影響因素
2.3單根燃料棒內的釋熱計算
2.4均勻裝載反應堆內總釋熱計算
2.5控制棒、慢化劑和反應堆結構材料的釋熱
習題
第3章反應堆穩態工況下的傳熱計算
3.1導熱
3.2單相對流傳熱
3.3沸騰傳熱 3.4冷卻劑的輸熱
3.5燃料元件的徑向傳熱計算
3.6燃料元件和冷卻劑的軸向溫度分布
3.7熱屏蔽的冷卻
習題
第4章反應堆穩態工況下的水力計算
4.1反應堆穩態工況下水力計算的任務
4.2冷卻劑單相流動壓降計算
4.3氣液兩相流動及其壓降計算
4.4自然循環
4.5臨界流動
4.6兩相流動不穩定性
習題
第5章堆芯穩態熱工分析
5.1熱工設計準則
5.2核反應堆熱工設計參數選擇
5.3堆芯冷卻劑流量分配
5.4熱管因子和熱點因子
5.5典型的臨界熱流密度關系式
5.6單通道模型的反應堆穩態熱工分析
5.7子通道模型的堆芯穩態熱工分析
習題
第6章堆芯瞬態熱工分析
6.1反應堆停堆后的功率
6.2反應堆典型瞬態
6.3燃料元件瞬態過程溫度場分析
6.4流體動力學方程
6.5瞬態分析的幾種方法
習題
第7章反應堆熱工分析工具簡介
7.1概述
7.2系統程序簡介
7.3計算流體動力學程序簡介
習題
附錄A國際單位與工程單位的換算
附錄B核燃料的熱物性
附錄C包殼和結構材料的熱物性
附錄D貝塞爾函數
附錄E水的熱物性
參考文獻
1.1核反應堆技術發展概況
1.2核反應堆簡介
1.3核反應堆熱工分析的任務
習題
第2章反應堆的熱源及其分布
2.1核裂變產生的能量及其分布
2.2堆芯功率分布及其影響因素
2.3單根燃料棒內的釋熱計算
2.4均勻裝載反應堆內總釋熱計算
2.5控制棒、慢化劑和反應堆結構材料的釋熱
習題
第3章反應堆穩態工況下的傳熱計算
3.1導熱
3.2單相對流傳熱
3.3沸騰傳熱 3.4冷卻劑的輸熱
3.5燃料元件的徑向傳熱計算
3.6燃料元件和冷卻劑的軸向溫度分布
3.7熱屏蔽的冷卻
習題
第4章反應堆穩態工況下的水力計算
4.1反應堆穩態工況下水力計算的任務
4.2冷卻劑單相流動壓降計算
4.3氣液兩相流動及其壓降計算
4.4自然循環
4.5臨界流動
4.6兩相流動不穩定性
習題
第5章堆芯穩態熱工分析
5.1熱工設計準則
5.2核反應堆熱工設計參數選擇
5.3堆芯冷卻劑流量分配
5.4熱管因子和熱點因子
5.5典型的臨界熱流密度關系式
5.6單通道模型的反應堆穩態熱工分析
5.7子通道模型的堆芯穩態熱工分析
習題
第6章堆芯瞬態熱工分析
6.1反應堆停堆后的功率
6.2反應堆典型瞬態
6.3燃料元件瞬態過程溫度場分析
6.4流體動力學方程
6.5瞬態分析的幾種方法
習題
第7章反應堆熱工分析工具簡介
7.1概述
7.2系統程序簡介
7.3計算流體動力學程序簡介
習題
附錄A國際單位與工程單位的換算
附錄B核燃料的熱物性
附錄C包殼和結構材料的熱物性
附錄D貝塞爾函數
附錄E水的熱物性
參考文獻
展開全部
反應堆熱工水力學 作者簡介
孫中寧，男，1963年3月生，“龍江學者”特聘教授，現為哈爾濱工程大學核科學與技術學院教授，博士生導師。1983年進入哈爾濱船舶工程學院學習，2000年在哈爾濱工程大學獲博士學位，2000—2002年在哈爾濱工業大學能源科學與工程學院動力工程及工程熱物理博士后科研流動站工作，2003—2004年在日本原子力研究所工作。獲得國家科技進步二等獎1項，部級科技進步一等獎1項。部級科技進步三等獎7項，在國內外刊物及學術會議上發表論文160余篇，獲得國家發明專利27項。從事教學工作27年。教授的主要課程有反應堆熱工水力、核動力設備、反應堆結構與材料、先進核動力反應堆、強化換熱等。現任船舶核動力專業委員會委員。《應用科技》編委，國家自然科學基金通訊評審專家。主要研究方向：反應堆熱工水力，反應堆嚴重事故緩解技術，強化換熱技術。
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