全國工程碩士專業學位教育指導委員會推薦教材：核動力係統熱工水力計算方法 下載 mobi epub pdf 電子書 2024

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內容簡介

　　《全國工程碩士專業學位教育指導委員會推薦教材：核動力係統熱工水力計算方法》共分9章。第1～4章介紹核動力係統完整的建模與數值計算。第5、6章以專題的形式介紹瞭兩相流數值分析技術、熱工水力關鍵現象的數值模擬。第7章介紹新方法在反應堆熱工水力數值模擬方麵的應用。第8章為先進反應堆係統熱工水力分析。第9章係統地展現瞭作者所在單位關於運動條件下的核動力裝置熱工水力特性的研究成果。
　　《全國工程碩士專業學位教育指導委員會推薦教材：核動力係統熱工水力計算方法》可作為高等院校反應堆工程專業研究生的專業基礎課教材，也可供相關專業的工程技術人員參考。

內頁插圖

目錄

第1章 冷卻劑熱工水力計算的基本模型
1.1 穩態工況下的熱工水力模型
1.1.1 一維穩態單相流動的基本守恒方程
1.1.2 一維穩態兩相流動的基本守恒方程
1.2 瞬態工況下的熱工水力模型
1.2.1 一維流動時的基本熱工水力模型
1.2.2 三維流動時的基本熱工水力模型
參考文獻

第2章 相關傳熱及水力學模型
2.1 對流換熱模型
2.1.1 單相液體對流傳熱
2.1.2 欠熱沸騰區傳熱
2.1.3 飽和沸騰區傳熱
2.1.4 穩定膜態沸騰區或缺液區對流傳熱
2.1.5 單相蒸汽對流傳熱
2.1.6 界限含汽量計算
2.1.7 過渡沸騰傳熱
2.1.8 作者在科研中所選公式匯總
2.1.9 凝結換熱
2.1.10 管外壁與空氣換熱
2.2 熱傳導模型
2.2.1 燃料元件熱傳導方程
2.2.2 包殼導熱方程
2.2.3 蒸汽發生器換熱管管壁導熱方程
2.3 間隙導熱
2.4 阻力係數
2.4.1 單相摩擦阻力係數關係式
2.4.2 兩相摩擦阻力係數關係式
2.4.3 局部阻力係數關係式
參考文獻

第3章 輔助模型
3.1 空泡份額模型
3.1.1 飽和沸騰區的空泡份額
3.1.2 欠熱沸騰區的空泡份額
3.2 臨界熱流密度及DNBR的計算
3.2.1 qCHF計算關係式
3.2.2 qCHF錶
3.2.3 qCF{F及DNBR的計算結果比較及討論
3.2.4 兩相流動不穩定性對qCHF的影響
3.2.5 重水堆的qCHF與臨界功率比
3.2.6 臨界熱流密度的機理模型
3.3 堆芯中子動力學方程
3.3.1 堆芯中子動力學方程
3.3.2 反應性反饋
參考文獻

第4章 核動力係統穩態與瞬態熱工計算實例
4.1 概述
4.2 係統及設備數學物理模型
4.2.1 反應堆數學物理模型
4.2.2 蒸汽發生器數學物理模型
4.2.3 穩壓器數學物理模型
4.3 主循環泵模型
4.3.1 主循環泵及四象限特性
4.3.2 主循環泵狀態選擇
……
第5章 兩相流數值分析技術和商用程序簡介
第6章 關鍵熱工水力現象的基本模型
第7章 新方法在反應堆熱工水力數值模擬方麵的應用
第8章 先進反應堆係統及其熱工水力分析
第9章 運動條件下核動力裝置的熱工水力特性

前言/序言

　　隨著世界核能事業的發展，核能已成為世界能源結構的重要組成部分。我國為瞭優化能源結構，製定瞭“積極推進核電建設”的戰略，堅持“引進、消化、吸收、再創新”的核電發展方針，組織並實施瞭“大型先進壓水堆和高溫氣冷堆核電站”的重大專項。先進核能係統對安全性提齣瞭新的更高的要求。核動力係統熱工水力與安全分析計算是研究其安全性的基礎。
　　圍繞核能係統的熱工水力與安全分析，作者及其課題組經過20多年的科研工作，取得瞭一些突破性的研究進展，已經建立起較為完善的研究方法與理論體係。本書是在歸納、整理和總結作者多年來的研究成果的基礎上完成的一部學術專著。同時，為瞭盡可能全麵地反映國際研究動態，書中也介紹瞭其他研究者的成果。
　　本書共分9章。作者的分工如下：蘇光輝教授執筆第1～3章、6.2節、7.1節、8.8節、9.1節和9.4節，鞦穗正教授執筆第8章和6.3節，郭玉君博士執筆第5章（不閤第5節），張金玲博士執筆第4章（不含第8節和第10節），田文喜副教授執筆4.8節、5.5節、6.1節、7.2節和7.3節，巫英偉副教授執筆4.10節，現任哈爾濱工程大學教授的譚思超博士後執筆9.2節和9.3節。全書由蘇光輝教授統稿，
　　本書第1～4章介紹核動力係統完整的建模與數值計算。在核反應堆的熱工水力研究領域，核能係統的瞬態模擬一直是重點和難點。這部分工作既涉及冷卻劑瞬態的熱工水力基本模型，也包含瞭傳熱與流動阻力模型，還包括瞭大量輔助模型的建立。這些模型既有來自純理論的數學推導，如冷卻劑的熱工水力基本模型，也包含瞭相當多的依賴於實驗得到的經驗關係式，如對流傳熱的經驗關係式、摩擦阻力係數的選取以及輔助模型中空泡份額的確定等。除此之外，核能係統的瞬態計算是多個設備相耦閤的計算，一個迴路係統中就包括瞭堆芯、穩壓器、蒸汽發生器和主泵以及管道等的聯閤建模，再加上餘熱排齣等其他輔助設備，整個係統的建模是一個相對復雜和龐大的工程。多種設備、復雜模型的聯閤求解對數值計算方法也提齣瞭很高的要求，如剛性方程和非剛性方程的同時求解問題。因此，要進行核能係統的瞬態分析程序的開發，既需要研究者在熱工水力領域的基礎理論方麵有深厚的功底，也需要其在數值計算方法的實現上具有相當的經驗。
　　第5～6章以兩個專題的形式介紹瞭兩相流數值分析技術、熱工水力關鍵現象的數值模擬。兩相流數值分析技術在反應堆的熱工設計與安全分析中日益受到重視，而且隨著計算機技術的提高，該數值分析技術正在飛速的發展。第5章重點介紹瞭目前廣泛應用的兩相流數值分析技術中采用的思想、模型以及具體的數值算法，是對兩相流數值技術一個比較完整的總結。第6章中論述瞭熱工水力領域非常重要的兩相流動不穩定性、臨界流等現象的數值分析方法，作者所在課題組對這些現象做瞭深入的研究。
　　近年來，反應堆的熱工水力研究領域齣現瞭一些新的研究熱點和技術前沿問題，例如人工神經網絡、小波分析、粒子法等新方法在核能領域的應用，以及新型核動力堆如超臨界水堆、熔鹽堆等的熱工設計與安全分析。從第7～9章可以發現，作者最近幾年在這些新的研究領域開展瞭大量深入的研究，並取得瞭相當豐碩的研究成果。第7章中介紹的神經網絡、遺傳算法與小波分析在核能領域的應用展現瞭其在處理數據信息時的明顯優勢；移動粒子半隱式（MPS）方法對動態過程的真實模擬為數值模擬技術提供瞭新的強有力的工具。第8章的新型核動力堆的熱工設計分析是作者所在課題組在核能最新技術領域長期研究與積纍的綜閤展現，是本書的最大亮點之一。課題組對超臨界水堆、鈉冷快堆、行波堆、熔鹽堆等的熱工物理技術研究與安全分析做瞭大量的研究工作，已經走在瞭國際的最前沿，這對中國第四代堆進一步的設計與研發提供瞭重要的參考資料。
　　第9章係統地展現瞭作者所在單位關於運動條件下的核動力裝置熱工水力特性的研究成果。艦船所呈現的繞軸運動或沿軸嚮運動等典型以及耦閤運動工況會給冷卻劑流動帶來一個附加力，這對運動條件下的流動換熱特性以及流動不穩定性和臨界熱流密度都會帶來較復雜的影響。
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