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轻水堆核电厂严重事故现象学

轻水堆核电厂严重事故现象学

出版社:国防工业出版社出版时间:2016-10-01
开本: 32开 页数: 417
本类榜单:工业技术销量榜
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轻水堆核电厂严重事故现象学 版权信息

  • ISBN:9787118104677
  • 条形码:9787118104677 ; 978-7-118-10467-7
  • 装帧:暂无
  • 册数:暂无
  • 重量:暂无
  • 所属分类:>

轻水堆核电厂严重事故现象学 本书特色

本书是一部系统介绍轻水堆核电厂严重事故相关机理及现象学的专著,汇集了作者及其课题组多年来在严重事故领域的研究成果。同时,为了尽可能全面反映国际研究动态,书中也介绍了其他研究者的成果。 本书共分为13章,其中:第1、2章对核电厂严重事故及其历史进行了回顾;第3章至第9章详细介绍了严重事故进程中的各种现象学及相应的理论和实验研究;第10、11章对严重事故后的管理和评价方法进行了介绍;第12章对国内外严重事故分析程序进行了系统的分析和总结;第13章整理给出了核电厂及相关核动力系统严重事故分析过程中需要的各种材料的热物性。 本书有助于提高对核电厂严重事故的认识水平,增强对核安全的重视。本书可供核电厂设计和研究单位开展相关工时参考,也可以作为核电厂相关专业研究生课程的教材。

轻水堆核电厂严重事故现象学 内容简介

能源与动力工程类图书 《液体火箭发动机热防护》 《内燃机配气机构的动力学与振动噪声预测》 《余热利用系统优化方法——余热利用系统技术和效能参数优化》 《轻水堆核电厂严重事故现象学》

轻水堆核电厂严重事故现象学 目录

符号表部分缩略词第l章 核电厂严重事故概述 参考文献第2章 轻水堆核电厂概率安全评价及重大安全事故简介 2.1 核电厂概率安全评价 2.1.1 核电厂安全性两种评价方法的比较 2.1.2 WASH-1400 2.1.3 概率安全分析的基本概念 2.2 三哩岛核电厂事故 2.2.1 三哩岛核电厂简介 2.2.2 事故过程分析 2.2.3 事故影响 2.3 切尔诺贝利核电厂事故 2.3.1 切尔诺贝利核电厂简介 2.3.2 事故过程分析 2.3.3 事故影响 2.4 福岛核电厂事故 2.4.1 福岛核电厂简介 2.4.2 事故过程 2.4.3 事故影响 参考文献第3章 事故早期堆芯行为 3.1 事故早期堆芯应力特性 3.1.1 国内外研究现状 3.1.2 燃料元件应力特性分析 3.2 堆芯再淹没特性 3.2.1 燃料元件再淹没的物理过程 3.2.2 再淹没过程传热模型 参考文献第4章 堆芯氧化和熔化行为 4.1 堆芯氧化行为 4.1.1 锆水反应 4.1.2 不锈钢和水的反应 4.1.3 B4C在蒸汽中的氧化 4.1.4 包壳肿胀及破裂 4.2 堆芯熔化过程 4.2.1 堆内材料相变 4.2.2 控制棒及结构材料的熔化和再定位 4.2.3 燃料棒熔化及再定位 4.2.4 熔融池中熔融物在下腔室中的再定位 4.2.5 脆化的堆芯材料在再灌水阶段发生碎裂 参考文献第5章 堆芯碎片床的形成及冷却 5.1 堆芯碎片床的形成和分类 5.2 堆芯碎片床的再淹没 5.3 堆芯碎片床的冷却 5.4 热斑形成迁徙和消失过程 5.4.1 碎片床形成实验 5.4.2 碎片床蒸汽冷却实验 5.4.3 碎片床水冷却实验 参考文献第6章 蒸汽爆炸 6.1 蒸汽爆炸过程 6.1.1 粗混合过程 6.1.2 蒸汽爆炸触发 6.1.3 传播过程 6.1.4 膨胀过程…… 第7章 堆芯熔融物换热特性及熔融物堆内保持第8章 完全壳内事故过程第9章 事故源项第10章 严重事故堆芯损伤程度评价第11章 严重事故管理导则第12章 严重事故分析软件第13章 严重事故分析热物性
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轻水堆核电厂严重事故现象学 作者简介

苏光辉,西安交通大学能源与动力工程学院教授,工学博士,博士生导师。主要研究方向:核反应堆严重事故分析及安全分析、核反应堆热工水力、核动力装置稳态和瞬态热工水力安全特性的数值计算;汽液两相流动与沸腾传热的实验研究和数值分析计算;液态金属单相和沸腾传热特性的实验研究和理论分析等。2006年入选教育部新世纪人才,2010年起享受国务院特殊津贴,2011年“国家自然科学基金杰出青年基金”获得者,2012年被评为教育部创新团队带头人,2013年“长江学者特聘教授”获得者。

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