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第四代核能系統(tǒng)與鈉冷快堆概論 版權(quán)信息
- ISBN：9787118114850
- 條形碼：9787118114850 ; 978-7-118-11485-0
- 裝幀：一般膠版紙
- 冊(cè)數(shù)：暫無(wú)
- 重量：暫無(wú)
- 所屬分類：>
第四代核能系統(tǒng)與鈉冷快堆概論 內(nèi)容簡(jiǎn)介
本書首先從先進(jìn)核燃料循環(huán)、安全性和經(jīng)濟(jì)性等方面探討了第四代核能系統(tǒng)的基本特點(diǎn)，在此基礎(chǔ)上結(jié)合筆者在此領(lǐng)域多年的研究經(jīng)歷，以鈉冷快中子反應(yīng)堆為典型堆型，從快堆物理、快堆熱工流體力學(xué)、快堆材料和快堆安全等方面對(duì)鈉冷快堆的相關(guān)知識(shí)進(jìn)行了重點(diǎn)分析和整理，*后對(duì)高溫氣冷堆、鉛冷快堆、熔鹽反應(yīng)堆、超高溫氣冷堆以及超臨界水冷堆等其他5種第四代反應(yīng)堆的基本特點(diǎn)和發(fā)展現(xiàn)狀也給予了較詳細(xì)介紹和描述。
第四代核能系統(tǒng)與鈉冷快堆概論 目錄
**篇 第四代核能系統(tǒng)概述
**章 引論
1．1 世界核電發(fā)展背景
1．2 世界核電發(fā)展動(dòng)向
1．2．1 世界核電發(fā)展總體情況
1．2．2 世界核電發(fā)展面臨的挑戰(zhàn)
1．3 第四代核能系統(tǒng)簡(jiǎn)介
1．3．1 第四代核能系統(tǒng)的劃分
1．3．2 第四代核能系統(tǒng)的發(fā)展
參考文獻(xiàn)
第二章 先進(jìn)核燃料循環(huán)
2．1 鈾的需求與供應(yīng)
2．1．1 鈾資源現(xiàn)狀
2．1．2 鈾資源的需求與供應(yīng)
2．2 核燃料循環(huán)概述
2．2．1 核燃料循環(huán)的意義
2．2．2 核燃料循環(huán)的基本過程
2．3 核燃料制造
2．3．1 輕水反應(yīng)堆燃料
2．3．2 快中子堆燃料
2．4 乏燃料后處理技術(shù)發(fā)展?fàn)顩r
2．4．1 后處理的重要性
2．4．2 后處理工藝的主要特征
2．4．3 后處理分離技術(shù)
參考文獻(xiàn)
第三章 核反應(yīng)堆安全
3．1 核反應(yīng)堆安全的基本原則
3．2 壓水堆安全分析
3．2．1 壓水堆的安全系統(tǒng)
3．2．2 壓水堆事故分析
3．3 快中子反應(yīng)堆安全分析
3．3．1 快中子反應(yīng)堆的安全特征
3．3．2 快中子反應(yīng)堆的事故分析
3．4 放射性物質(zhì)的釋放
3．5 國(guó)際核事件分級(jí)
3．6 典型的核反應(yīng)堆事故介紹
3．6．1 三哩島核事故
3．6．2 切爾諾貝利核事故
3．6．3 福島核事故
參考文獻(xiàn)
第四章 核能的經(jīng)濟(jì)性
4．1 核能發(fā)電經(jīng)濟(jì)性探索的必要性
4．2 核電站建設(shè)期經(jīng)濟(jì)性指標(biāo)的分析與優(yōu)化
4．3 核電站運(yùn)營(yíng)期經(jīng)濟(jì)性指標(biāo)的探索與實(shí)踐
4．4 第四代核反應(yīng)堆的經(jīng)濟(jì)性分析
參考文獻(xiàn)
第二篇 鈉冷快中子反應(yīng)堆
第五章 鈉冷快中子反應(yīng)堆概述
5．1 鈉冷快堆發(fā)展概況
5．1．1 國(guó)外快堆發(fā)展歷史及現(xiàn)狀
5．1．2 國(guó)內(nèi)快堆發(fā)展現(xiàn)狀
5．2 快堆增殖特性
5．2．1 轉(zhuǎn)換鏈
5．2．2 轉(zhuǎn)換比和增殖比
5．2．3 倍增時(shí)間
5．3 鈉冷快堆電廠系統(tǒng)
5．4 中國(guó)實(shí)驗(yàn)快堆
參考文獻(xiàn)
第六章 鈉冷快堆物理基礎(chǔ)
6．1 反應(yīng)堆穩(wěn)態(tài)物理
6．1．1 穩(wěn)態(tài)物理基礎(chǔ)
6．1．2 鈉冷快堆穩(wěn)態(tài)物理計(jì)算特點(diǎn)
6．2 反應(yīng)堆動(dòng)力學(xué)
6．2．1 中子動(dòng)力學(xué)基礎(chǔ)
6．2．2 鈉冷快堆中子動(dòng)力學(xué)特點(diǎn)
6．3 反應(yīng)性的變化和控制
6．3．1 反應(yīng)堆自反饋效應(yīng)
6．3．2 反應(yīng)性控制
6．3．3 鈉冷快堆反應(yīng)性控制的實(shí)現(xiàn)-
6．4 堆內(nèi)核燃料管理
6．4．1 堆芯燃料管理
6．4．2 鈉冷快堆裝換料及優(yōu)化
6．5 快中子反應(yīng)堆物理啟動(dòng)
6．5．1 臨界試驗(yàn)
6．5．2 裝料概述
參考文獻(xiàn)
第七章 鈉冷快堆熱工流體力學(xué)
7．1 反應(yīng)堆內(nèi)的釋熱
7．1．1 堆內(nèi)熱源
7．1．2 堆內(nèi)結(jié)構(gòu)部件和壓力容器的釋熱
7．1．3 停堆后的釋熱
7．2 反應(yīng)堆內(nèi)的傳熱
7．2．1 反應(yīng)堆內(nèi)熱量的傳輸過程
7．2．2 燃料棒及冷卻劑的軸向溫度分布
7．2．3 鈉池空間內(nèi)的傳熱
7．3 穩(wěn)態(tài)流體力學(xué)
7．3．1 一回路流動(dòng)壓降和主循環(huán)泵功率
7．3．2 堆芯冷卻劑流量分配
7．3．3 蒸汽發(fā)生器內(nèi)的傳熱
7．4 快堆瞬態(tài)熱工分析
參考文獻(xiàn)
第八章 鈉冷快堆材料
8．1 核燃料
8．1．1 燃料的分類
8．1．2 二氧化鈾燃料
8．1．3 MOX燃料
8．2 快堆包殼材料
8．2．1 包殼材料簡(jiǎn)介
8．2．2 快堆包殼材料
8．3 快堆燃料組件
8．3．1 燃料組件設(shè)計(jì)
8．3．2 快堆燃料組件正常工況下的堆內(nèi)行為
8．3．3 事故工況下的性能預(yù)測(cè)
8．3．4 快堆燃料組件的腐蝕性能
8．4 其他材料
參考文獻(xiàn)
第九章 鈉冷快堆安全
9．1 鈉冷快堆固有安全性及安全設(shè)施
9．1．1 固有安全性與反應(yīng)性控制
9．1．2 專設(shè)安全設(shè)施
9．2 瞬態(tài)事故分析
9．2．1 反應(yīng)性引入事故
9．2．2 失流事故
9．2．3 失熱阱事故
9．2．4 無(wú)保護(hù)瞬態(tài)事故
9．3 局部事故
9．3．1 鈉火事故
9．3．2 鈉水事故
9．3．3 其他事故
9．4 概率安全評(píng)價(jià)
9．4．1 可靠性特征量與框圖法
9．4．2 核反應(yīng)堆概率安全評(píng)價(jià)
9．5 快堆事故回顧
9．5．1 日本原型快堆“文殊”堆中的鈉泄漏事故
9．5．2 法國(guó)SPX的異常事件
參考文獻(xiàn)
第三篇 其他第四代堆型概述
第十章 高溫／超高溫氣冷堆
10．1 高溫氣冷堆發(fā)展概況
10．2 高溫氣冷堆堆型特點(diǎn)
10．3 典型高溫氣冷堆介紹
10．3．1 早期高溫氣冷實(shí)驗(yàn)堆
10．3．2 高溫氣冷示范堆
10．3．3 模塊式高溫氣冷堆
10．3．4 氦循環(huán)模塊式高溫氣冷堆
lO．3．5 日本高溫工程實(shí)驗(yàn)堆
10．3．6 中國(guó)球床高溫氣冷實(shí)驗(yàn)堆
參考文獻(xiàn)
第十一章 熔鹽反應(yīng)堆
11．1 熔鹽反應(yīng)堆發(fā)展概況
11．2 熔鹽反應(yīng)堆特性分析
11．2．1 熔鹽堆的特點(diǎn)
11．2．2 熔鹽堆的安全性
11．2．3 熔鹽堆的核燃料后處理
11．3 中國(guó)釷基熔鹽堆
參考文獻(xiàn)
第十二章 超臨界水冷堆
12．1 起臨界水冷堆發(fā)展概況
12．2 超臨界水冷堆堆型特性分析
12．2．1 燃料特性分析
12．2．2 反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)分析
12．2．3 控制系統(tǒng)分析
12．2．4 安全系統(tǒng)分析
12．3 中國(guó)CSR1000研發(fā)簡(jiǎn)介
參考文獻(xiàn)
第十三章 鉛合金液態(tài)金屬冷卻快堆
13．1 鉛基材料的性能
13．2 鉛基反應(yīng)堆發(fā)展概況
13．2．1 鉛基裂變堆研發(fā)歷史與現(xiàn)狀
13．2．2 鉛基聚變堆研發(fā)歷史與現(xiàn)狀
13．3 鉛合金液態(tài)金屬冷卻快堆安全特性
13．4 中國(guó)鉛基研究反應(yīng)堆CLEAR-I簡(jiǎn)介
13．4．1 設(shè)計(jì)目標(biāo)與原則
13．4．2 堆芯布置與核設(shè)計(jì)
13．4．3 反應(yīng)堆熱工水力及冷卻劑系統(tǒng)設(shè)計(jì)
13．4．4 反應(yīng)堆本體設(shè)計(jì)
13．4．5 專設(shè)安全設(shè)施設(shè)計(jì)
13．4．6 其他關(guān)鍵系統(tǒng)設(shè)計(jì)
參考文獻(xiàn)
第十四章 氣冷快堆
14．1 氣冷快堆發(fā)展概況
14．2 氣冷快堆設(shè)計(jì)特點(diǎn)分析
14．3 氣冷快堆典型設(shè)計(jì)
14．3．1 燃料元件
14．3．2 堆芯設(shè)計(jì)與性能
14．3．3 主回路系統(tǒng)
14．3．4 能量轉(zhuǎn)換系統(tǒng)
14．3．5 ALLEGR0工程
參考文獻(xiàn)
展開全部
第四代核能系統(tǒng)與鈉冷快堆概論 作者簡(jiǎn)介
成松柏，男，33歲，中山大學(xué)中法核工程與技術(shù)學(xué)院副教授，主要研究方向?yàn)楹四芸茖W(xué)與工程。出版過《Self-levelingbehaviorofdebrisbedsincoredisruptiveaccidents:experiments,empiricalmodeldevelopment》，發(fā)表過30余篇論文。 王麗，中山大學(xué)中法核工程與技術(shù)學(xué)院講師。西安交通大學(xué)核科學(xué)與技術(shù)專業(yè)博士，主要研究方向?yàn)榉磻?yīng)堆物理、反應(yīng)堆動(dòng)力學(xué)控制與仿真。 張婷，中山大學(xué)中法核工程與技術(shù)學(xué)院研究生，研究方向?yàn)殁c冷快堆熱工水利與安全。
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