反應堆熱工水力學（第3版）

定　價：￥49.80

作　者：	俞冀陽著
出版社：	清華大學出版社
叢編項：
標　簽：	暫缺

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ISBN：	9787302499527	出版時間：	2018-05-01	包裝：	平裝
開本：	16	頁數(shù)：	279	字數(shù)：

內容簡介

　　本書主要敘述了核反應堆熱工水力學分析的基礎理論和一些主要的分析方法。由于考慮到與先修課程的銜接，本書也介紹了熱力學和傳熱學的一些基本知識和分析方法。本書的主要內容包括核能系統(tǒng)中的基本熱力過程、核反應堆內材料的選擇、堆芯內的熱量產生、燃料元件內的導熱過程、燃料元件和冷卻劑之間的傳熱過程、流動系統(tǒng)的水力和輸熱分析等，并在此基礎之上，進一步介紹了核反應堆穩(wěn)態(tài)熱工設計原理。本書可作為高等院校核反應堆工程專業(yè)高年級本科生的專業(yè)基礎課教材，也可供相關專業(yè)的工程技術人員參考。本書主要敘述了核反應堆熱工水力學分析的基礎理論和一些主要的分析方法。由于考慮到與先修課程的銜接，本書也介紹了熱力學和傳熱學的一些基本知識和分析方法。本書的主要內容包括核能系統(tǒng)中的基本熱力過程、核反應堆內材料的選擇、堆芯內的熱量產生、燃料元件內的導熱過程、燃料元件和冷卻劑之間的傳熱過程、流動系統(tǒng)的水力和輸熱分析等，并在此基礎之上，進一步介紹了核反應堆穩(wěn)態(tài)熱工設計原理。本書可作為高等院校核反應堆工程專業(yè)高年級本科生的專業(yè)基礎課教材，也可供相關專業(yè)的工程技術人員參考。

作者簡介

　　俞冀陽 1994年畢業(yè)于清華大學工程物理系，1999年獲清華大學工學博士后在清華大學工程物理系任教，從事反應堆熱工水力與安全方面的人才培養(yǎng)和科學研究工作。在清華大學主講的課程：《反應堆熱工水力學》、《核電廠系統(tǒng)與運行》、《核電廠事故分析》、《反應堆熱工流體數(shù)值計算》等課程。主要承擔的科研工作：國家973計劃超臨界水冷堆關鍵科學問題研究，大型先進壓水堆非能動安全殼冷卻系統(tǒng)研究，釷基燃料先進堆開發(fā)，核動力裝置優(yōu)化設計等。

圖書目錄

第1章緒論1
1.1核反應堆分類2
1.1.1壓水堆3
1.1.2沸水堆8
1.1.3重水堆10
1.1.4高溫氣冷堆14
1.1.5鈉冷快堆19
1.2核反應堆熱工水力學分析的目的和任務25
參考文獻28
習題28
第2章核能系統(tǒng)中的熱力過程29
2.1狀態(tài)參數(shù)29
2.1.1壓力30
2.1.2溫度31
2.1.3比體積32
2.1.4比內能、比焓與比熵32
2.1.5水的物性32
2.1.6水的熱力學性質圖34
2.2蒸汽動力循環(huán)39
2.3蒸汽再熱循環(huán)與回熱循環(huán)41
參考文獻43
習題43
第3章材料與熱源45
3.1核燃料45
3.1.1UO2的密度47
3.1.2UO2的熔點48
3.1.3UO2的熱導率48反應堆熱工水力學（第3版）目錄3.1.4UO2的比定壓熱容50
3.1.5UO2的線膨脹系數(shù)51
3.2包殼材料52
3.2.1包殼的作用52
3.2.2包殼材料的選擇52
3.2.3Zr4合金的熱導率53
3.2.4Zr4合金的比定壓熱容53
3.3冷卻劑和慢化劑54
3.4堆熱源及其分布55
3.4.1壓水堆裂變能分配55
3.4.2核裂變截面56
3.4.3裂變率與體積釋熱率59
3.4.4均勻堆釋熱率空間分布61
3.4.5功率分布與展平62
3.4.6停堆后核反應堆的功率64
參考文獻65
習題66
第4章燃料元件傳熱分析67
4.1燃料元件導熱過程67
4.1.1傅里葉導熱定律67
4.1.2定常熱導率法69
4.1.3積分熱導率法73
4.2氣隙導熱75
4.2.1氣隙導熱模型76
4.2.2接觸導熱模型77
4.3燃料元件傳熱分析78
參考文獻79
習題80
第5章單相流分析82
5.1單相流輸運方程82
5.1.1引言82
5.1.2集總參數(shù)質量控制體87
5.1.3集總參數(shù)體積控制體90
5.1.4分布參數(shù)積分法94
5.1.5分布參數(shù)微分法98
5.1.6微分方程的一般形式108
5.1.7湍流微分方程簡述108
5.2單相流水力學分析110
5.2.1無黏流動110
5.2.2黏性流動116
5.2.3管內層流120
5.2.4管內湍流123
5.2.5單相流壓降127
5.3單相流傳熱分析131
5.3.1準則數(shù)132
5.3.2層流傳熱135
5.3.3湍流傳熱138
5.3.4金屬流體傳熱144
5.3.5自然對流傳熱145
參考文獻146
習題148
第6章兩相流分析151
6.1描述兩相流的物理量151
6.1.1描述兩相流的方法152
6.1.2體積平均量153
6.1.3面積平均量155
6.2兩相流輸運方程159
6.2.1一維混合流方程159
6.2.2三維兩流體輸運方程161
6.2.3一維兩流體輸運方程167
6.3兩相流水力學分析171
6.3.1流型判別171
6.3.2兩相流分析模型176
6.3.3均勻流模型兩相流壓降180
6.3.4漂移流模型兩相流壓降183
6.4兩相流傳熱分析193
6.4.1沸騰曲線與傳熱分區(qū)193
6.4.2兩相對流換熱197
6.4.3核態(tài)沸騰起始點200
6.4.4核態(tài)沸騰傳熱202
6.4.5沸騰臨界點203
6.4.6臨界熱流密度203
6.4.7沸騰臨界后傳熱207
參考文獻210
習題212
第7章核反應堆穩(wěn)態(tài)熱工設計214
7.1熱工設計準則214
7.2熱通道因子216
7.2.1核熱通道因子217
7.2.2工程熱通道因子218
7.2.3降低熱通道因子的途徑225
7.3單通道分析方法225
7.3.1一維流動方程225
7.3.2加熱通道內單相流228
7.3.3加熱通道內的兩相流分析234
7.4子通道分析方法簡介244
7.4.1子通道間的交混246
7.4.2子通道分析的守恒方程246
參考文獻250
習題250
第8章一些特殊的熱工水力現(xiàn)象252
8.1臨界流252
8.1.1現(xiàn)象252
8.1.2分析方法253
8.1.3臨界流模型255
8.2自然循環(huán)259
8.2.1現(xiàn)象259
8.2.2自然循環(huán)流量259
8.3流動不穩(wěn)定性261
8.3.1概述261
8.3.2靜態(tài)不穩(wěn)定性262
8.3.3動態(tài)不穩(wěn)定性266
8.3.4流動不穩(wěn)定性分析方法268
附錄A核燃料的熱物性272
附錄B包殼材料的熱物性273
附錄C冷卻劑的熱物性274
附表C1飽和水熱物性274
附表C2飽和水蒸氣熱物性275
附表C3水和水蒸氣在不同壓力和溫度下的比焓h276
附表C4水和水蒸氣在不同壓力和溫度下的比體積?瘙經(jīng)×103277
附表C5水和水蒸氣在不同壓力和溫度下的比定壓熱容cp278
附表C6水和水蒸氣在不同壓力和溫度下的動力黏度μ×106279
附表C7水和水蒸氣在不同壓力和溫度下的熱導率k×103279
附錄D一些固體材料的熱物性280