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反应堆热工水力学
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反应堆热工水力学

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出版时间：2017-01-01
开本： 32开 页数： 233
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反应堆热工水力学 版权信息

反应堆热工水力学 本书特色

核能的发展与和平利用是20世纪科技*杰出的成就之一。尽管核能在其发展历史上经历了曲折，但随着设计、运行、管理等各个方面的经验积累和技术发展，核能目前已被公认为是一种安全、清洁、可持续发展的能源，在世界范围内获得了广泛应用，我国也制定了积极发展核电的能源政策，是目前国际上规模*、发展速度*快的核电市场。
反应堆的堆芯释热率从物理的观点上看，可以非常大，但从热工上看，则取决于堆内释热能否安全、经济地予以取出并加以利用，反应堆的瞬态运行特性和事故工况的安全性都与反应堆热工有密切关系，因此，充分了解反应堆燃料元件的传热特性、冷却剂的流动特性和热量传输特性，掌握相应的分析方法，对反应堆设计和反应堆运行都至关重要。本教材以压水核反应堆为例，从基本概念和基本原理出发，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。从内容编排上，注意深入浅出，循序渐进，并适当吸收*的研究成果，使教材内容既能满足本科教学的需要，也能为工程设计人员提供参考。核能的发展与和平利用是20世纪科技*杰出的成就之一。尽管核能在其发展历史上经历了曲折，但随着设计、运行、管理等各个方面的经验积累和技术发展，核能目前已被公认为是一种安全、清洁、可持续发展的能源，在世界范围内获得了广泛应用，我国也制定了积极发展核电的能源政策，是目前国际上规模*、发展速度*快的核电市场。
反应堆的堆芯释热率从物理的观点上看，可以非常大，但从热工上看，则取决于堆内释热能否安全、经济地予以取出并加以利用，反应堆的瞬态运行特性和事故工况的安全性都与反应堆热工有密切关系，因此，充分了解反应堆燃料元件的传热特性、冷却剂的流动特性和热量传输特性，掌握相应的分析方法，对反应堆设计和反应堆运行都至关重要。 本教材以压水核反应堆为例，从基本概念和基本原理出发，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。从内容编排上，注意深入浅出，循序渐进，并适当吸收*的研究成果，使教材内容既能满足本科教学的需要，也能为工程设计人员提供参考。
全书共分7章，其中：第1章简要介绍了核反应堆技术的发展概况和一些具有代表性的压水堆、沸水堆、重水堆，以及一些新概念水冷堆的结构设计和工作原理，并在此基础上介绍了热工水力分析的主要任务；第2章主要介绍了反应堆堆芯释热及其分布规律；第3章首先简要介绍了反应堆堆内传热涉及的基本理论和基本计算方法，在此基础上，重点介绍了典型燃料元件的径向和轴向温度分布的计算方法；第4章介绍了反应堆内稳态水力特性分析方法，主要包括冷却剂的流动压降、临界流动、自然循环和流动不稳定性的计算与分析；第5章简要介绍了反应堆稳态热工水力设计原理、方法和步骤，并对单通道模型和子通道模型进行了讨论；第6章介绍了反应堆瞬态热工水力分析模型和典型求解方法；第7章对目前已获得广泛应用的系统分析程序和典型CFD计算程序的结构和应用等进行了简要介绍。
本书的编写分工如下：孙中宁编写第1，2章和第3章的3.1节~3.3节，并负责全书的统稿和内容审核；范广铭编写第3章的3.4节~3.7节和第4章；王建军编写第5，6，7章。在本书的编写过程中，硕士研究生李文超、李伟超、郭恒辰等参加了书稿的校对工作，在此表示衷心的感谢！
在本书的编写过程中，编者总结了哈尔滨工程大学在“反应堆热工水力学”课程教学上的经验，参考了国内外已出版的反应堆热工水力学分析、流体力学、两相流、传热学等方面的教材和参考文献。由于编者水平有限，加之时间仓促，书中难免有疏漏和错误之处，敬请读者批评指正。

反应堆热工水力学 内容简介

本书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。

反应堆热工水力学 目录

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国际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


展开全部

反应堆热工水力学 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，获得国家发明专利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、先进核动力反应堆、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。

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