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液態金屬冷卻反應堆熱工水力與安全分析基礎 版權信息
- ISBN：9787302613596
- 條形碼：9787302613596 ; 978-7-302-61359-6
- 裝幀：一般膠版紙
- 冊數：暫無
- 重量：暫無
- 所屬分類：>
液態金屬冷卻反應堆熱工水力與安全分析基礎 本書特色
為方便讀者快速查閱和了解本領域的z新研究成果和前沿進展，書中引用和提煉了大量近年公開發表的論文、科技報告等文獻中的內容。從事相關領域的專家、學者和科研工作者可以參考本書所介紹的內容深入開展相關研究，以進一步推動和促進本領域的發展。
液態金屬冷卻反應堆熱工水力與安全分析基礎 內容簡介
本書主要對液態金屬冷卻反應堆(鈉冷快堆、鉛冷快堆)熱工水力學和安全分析相關的基礎知識進行綜合性介紹。內容包括： 緒論(第四代核能系統和液態金屬冷卻反應堆發展概況)、液態金屬冷卻反應堆熱工水力學總論(基礎知識和研究現狀)、液態金屬冷卻反應堆熱工水力實驗(實驗設施及其設計、建造與運行、實驗測量儀器、方法和技術)、液態金屬冷卻反應堆熱工水力數值模擬(系統熱工水力程序、子通道熱工水力程序、CFD模擬,多尺度模擬,確認、驗證和不確定性量化)、液態金屬冷卻反應堆安全分析(典型瞬態事故、瞬態安全分析實驗及數值計算工具的基準檢驗、嚴重事故等)以及總結與展望。
液態金屬冷卻反應堆熱工水力與安全分析基礎 目錄
目錄
第1章緒論
1．1世界核電發展背景
1．1．1核電發展歷程
1．1．2第四代核能系統
1．2液態金屬冷卻反應堆
1．2．1液態金屬冷卻反應堆的發展歷史
1．2．2液態金屬冷卻劑的優缺點
1．2．3液態金屬冷卻反應堆主要設計
參考文獻
第2章液態金屬冷卻反應堆熱工水力學總論
2．1基礎熱工水力
2．1．1湍流傳熱
2．1．2熱紋振蕩
2．1．3流致振動
2．1．4氣泡遷移
2．1．5顆粒輸運
2．1．6冷卻劑固化
2．2堆芯熱工水力
2．2．1燃料組件熱工水力
2．2．2完整堆芯熱工水力模擬
2．2．3控制棒行為
2．2．4流動堵塞
2．2．5組件盒間隙流動
2．2．6熔融燃料遷移和再凝結
2．3熔池熱工水力
2．3．1熔池建模
2．3．2熱分層和熱疲勞
2．3．3堆芯上部結構
2．3．4容器冷卻
2．3．5化學控制與冷卻劑覆蓋氣體相互作用
2．3．6主容器內燃料儲存
2．3．7熔池晃動
2．3．8射流分層相互作用
2．3．9氣體卷吸
2．3．10熔融物冷卻
2．4系統熱工水力
2．4．1一維系統程序驗證
2．4．2系統組件
2．4．3氣舉增強循環
2．4．4系統程序改進和自然循環穩定性
2．4．5多尺度熱工水力
2．4．6中子熱工水力耦合
2．4．7鈉水和鈉空氣反應
2．4．8鉛水反應
2．4．9安全殼內熱工水力
2．5研究指引
參考文獻
第3章液態金屬冷卻反應堆熱工水力實驗
3．1典型液態金屬實驗設施
3．1．1KYLINⅡ系列
3．1．2ESCAPE
3．1．3NACIEUP
3．1．4TALL3D
3．2液態金屬實驗設施的設計、建造和運行
3．2．1實驗設施設計
3．2．2實驗設施建造
3．2．3實驗設施運行
3．3液態金屬實驗測量儀器、方法和技術
3．3．1基于超聲波的方法
3．3．2感應式測量技術
3．4模擬流體實驗
3．4．1理論基礎
3．4．2水實驗測量技術
3．4．3棒束實驗
3．4．4池式實驗
3．5國內外熱工水力學實驗設施一覽
3．5．1使用模擬流體的熱工水力設施
3．5．2使用液態金屬的熱工水力設施
參考文獻
第4章液態金屬冷卻反應堆熱工水力數值模擬
4．1系統熱工水力程序
4．1．1模型和方程
4．1．2應用實例
4．2子通道熱工水力程序
4．2．1模型和方程
4．2．2應用實例
4．3CFD模擬
4．3．1DNS方法
4．3．2RANS方法
4．3．3大渦模擬
4．3．4CFD應用實例
4．3．5液態金屬CFD模擬*佳實踐指引
4．4多尺度模擬
4．4．1引言和動機
4．4．2多尺度耦合算法
4．4．3多尺度方法的開發和驗證
4．4．4多尺度模擬實踐概要
4．5確認、驗證與不確定性量化
4．5．1安全部門的要求
4．5．2驗證
4．5．3確認
4．5．4不確定性和敏感性分析技術
4．5．5面向耦合程序的拓展
參考文獻
第5章液態金屬冷卻反應堆安全分析
5．1核反應堆安全分析概論
5．1．1反應堆安全概念
5．1．2多重屏障和縱深防御
5．1．3安全分析任務和事故分析方法概述
5．2固有安全性和安全系統
5．2．1固有安全性
5．2．2反應性控制和調節
5．2．3安全系統和設施
5．3液態金屬冷卻反應堆事故分類及歷史事故回顧
5．3．1反應性引入事故
5．3．2失流瞬態事故
5．3．3失熱阱瞬態事故
5．3．4無保護瞬態事故
5．3．5局部事故
5．3．6歷史快堆事故回顧
5．4瞬態安全分析實驗
5．4．1美國實驗增殖堆EBRⅡ
5．4．2法國鳳凰快堆
5．4．3日本文殊堆
5．5數值計算工具的基準檢驗分析
5．5．1EBRⅡ非能動余熱排出實驗基準檢驗
5．5．2鳳凰快堆自然循環實驗基準檢驗
5．5．3文殊堆上腔室自然對流基準檢驗
5．6液態金屬冷卻反應堆嚴重事故
5．6．1引言
5．6．2CDA的始發事件
5．6．3鈉冷快堆CDA
5．6．4鉛冷快堆CDA
5．6．5堆芯解體事故預防和緩解設計對策
參考文獻
第6章總結與展望
6．1全書總結
6．2研發展望
展開全部
液態金屬冷卻反應堆熱工水力與安全分析基礎 作者簡介
成松柏，日本九州大學核工程系博士，日本九州大學核工程系和日本原子力研究開發機構（JAEA）液態金屬冷卻快堆研發中心學術研究員（博士后）。2015年經中山大學百人計劃引進歸國工作，現為中法核工程與技術學院副教授、先進核能系統團隊負責人。主要研究領域為鈉冷快堆嚴重事故分析、液態金屬冷卻快堆（鈉堆、鉛堆）熱工水力與安全。以第一或通訊作者已發表逾40篇核工程SCI國際期刊論文，以第一或通訊作者已發表約30篇核工程重要國際會議論文，以第一發明人已申請4項國家發明專利，并在國j級出版社出版快堆相關書籍3部。
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