反应堆热工水力学
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作者孙中宁,范广铭,王建军 主编
出版社哈尔滨工程大学出版社
ISBN9787566112156
出版时间2017-01
装帧平装
开本16开
定价35.8元
货号1201491673
上书时间2024-03-22
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作者简介
孙中宁，男，1963年3月生，“龙江学者”特聘教授，现为哈尔滨工程大学核科学与技术学院教授，博士生导师。1983年进入哈尔滨船舶工程学院学习，2000年在哈尔滨工程大学获博士学位，2000-2002年在哈尔滨工业大学能源科学与工程学院动力工程及工程热物理博士后科研流动站工作，2003-2004年在日本原子力研究所工作。获得国家科技进步二等奖1项，部级科技进步一等奖1项。部级科技进步三等奖7项，在国内外刊物及学术会议上发表论文160余篇，获得国家发明27项。从事教学工作27年。教授的主要课程有反应堆热工水力、核动力设备、反应堆结构与材料、优选核动力反应堆、强化换热等。现任船舶核动力专业委员会委员。《应用科技》编委，国家自然科学基金通讯评审专家。主要研究方向：反应堆热工水力，反应堆严重事故缓解技术，强化换热技术。
目录
第1章绪论
1.1核反应堆技术发展概况
1.2核反应堆简介
1.3核反应堆热工分析的任务
习题
第2章反应堆的热源及其分布
2.1核裂变产生的能量及其分布
2.2堆芯功率分布及其影响因素
2.3单根燃料棒内的释热计算
2.4均匀装载反应堆内总释热计算
2.5控制棒、慢化剂和反应堆结构材料的释热
习题
第3章反应堆稳态工况下的传热计算
3.1导热
3.2单相对流传热
3.3沸腾传热
3.4冷却剂的输热
3.5燃料元件的径向传热计算
3.6燃料元件和冷却剂的轴向温度分布
3.7热屏蔽的冷却
习题
第4章反应堆稳态工况下的水力计算
4.1反应堆稳态工况下水力计算的任务
4.2冷却剂单相流动压降计算
4.3气液两相流动及其压降计算
4.4自然循环
4.5临界流动
4.6两相流动不稳定性
习题
第5章堆芯稳态热工分析
5.1热工设计准则
5.2核反应堆热工设计参数选择
5.3堆芯冷却剂流量分配
5.4热管因子和热点因子
5.5典型的临界热流密度关系式
5.6单通道模型的反应堆稳态热工分析
5.7子通道模型的堆芯稳态热工分析
习题
第6章堆芯瞬态热工分析
6.1反应堆停堆后的功率
6.2反应堆典型瞬态
6.3燃料元件瞬态过程温度场分析
6.4流体动力学方程
6.5瞬态分析的几种方法
习题
第7章反应堆热工分析工具简介
7.1概述
7.2系统程序简介
7.3计算流体动力学程序简介
习题
附录A靠前单位与工程单位的换算
附录B核燃料的热物性
附录C包壳和结构材料的热物性
附录D贝塞尔函数
附录E水的热物性
参考文献
内容摘要
《反应堆热工水力学》以压水核反应堆为例，较全面地介绍了堆内热工水力过程的基本规律和基本计算方法，以及一些经典的分析方法和分析模型，主要包括核反应堆技术发展概况、反应堆的热源及其分布、反应堆稳态工况下的传热计算、反应堆稳态工况下的水力计算、堆芯稳态热工分析、堆芯瞬态热工分析、反应堆热工分析工具简介等。本书既可作为高等学校核工程专业本科教材，也可供相关工程技术人员和科研人员参考。
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