反应堆热工水力学(第3版)

反应堆热工水力学(第3版)
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作者:
出版社: 清华大学出版社
2018-05
版次: 3
ISBN: 9787302499527
定价: 49.80
装帧: 平装
开本: 16
纸张: 胶版纸
页数: 279页
字数: 454千字
分类: 工程技术
  • 本书主要叙述了核反应堆热工水力学分析的基础理论和一些主要的分析方法。由于考虑到与先修课程的衔接,本书也介绍了热力学和传热学的一些基本知识和分析方法。 
    本书的主要内容包括核能系统中的基本热力过程、核反应堆内材料的选择、堆芯内的热量产生、燃料元件内的导热过程、燃料元件和冷却剂之间的传热过程、流动系统的水力和输热分析等,并在此基础之上,进一步介绍了核反应堆稳态热工设计原理。 
    本书可作为高等院校核反应堆工程专业高年级本科生的专业基础课教材,也可供相关专业的工程技术人员参考。 
    本书主要叙述了核反应堆热工水力学分析的基础理论和一些主要的分析方法。由于考虑到与先修课程的衔接,本书也介绍了热力学和传热学的一些基本知识和分析方法。 
    本书的主要内容包括核能系统中的基本热力过程、核反应堆内材料的选择、堆芯内的热量产生、燃料元件内的导热过程、燃料元件和冷却剂之间的传热过程、流动系统的水力和输热分析等,并在此基础之上,进一步介绍了核反应堆稳态热工设计原理。 
    本书可作为高等院校核反应堆工程专业高年级本科生的专业基础课教材,也可供相关专业的工程技术人员参考。 
    俞冀阳 1994年毕业于清华大学工程物理系,1999年获清华大学工学博士后在清华大学工程物理系任教,从事反应堆热工水力与安全方面的人才培养和科学研究工作。在清华大学主讲的课程:《反应堆热工水力学》、《核电厂系统与运行》、《核电厂事故分析》、《反应堆热工流体数值计算》等课程。主要承担的科研工作:国家973计划超临界水冷堆关键科学问题研究,大型先进压水堆非能动安全壳冷却系统研究,钍基燃料先进堆开发,核动力装置优化设计等。 第1章绪论1 
    1.1核反应堆分类2 
    1.1.1压水堆3 
    1.1.2沸水堆8 
    1.1.3重水堆10 
    1.1.4高温气冷堆14 
    1.1.5钠冷快堆19 
    1.2核反应堆热工水力学分析的目的和任务25 
    参考文献28 
    习题28 
    第2章核能系统中的热力过程29 
    2.1状态参数29 
    2.1.1压力30 
    2.1.2温度31 
    2.1.3比体积32 
    2.1.4比内能、比焓与比熵32 
    2.1.5水的物性32 
    2.1.6水的热力学性质图34 
    2.2蒸汽动力循环39 
    2.3蒸汽再热循环与回热循环41 
    参考文献43 
    习题43 
    第3章材料与热源45 
    3.1核燃料45 
    3.1.1UO2的密度47 
    3.1.2UO2的熔点48 
    3.1.3UO2的热导率48反应堆热工水力学(第3版)目录3.1.4UO2的比定压热容50 
    3.1.5UO2的线膨胀系数51 
    3.2包壳材料52 
    3.2.1包壳的作用52 
    3.2.2包壳材料的选择52 
    3.2.3Zr4合金的热导率53 
    3.2.4Zr4合金的比定压热容53 
    3.3冷却剂和慢化剂54 
    3.4堆热源及其分布55 
    3.4.1压水堆裂变能分配55 
    3.4.2核裂变截面56 
    3.4.3裂变率与体积释热率59 
    3.4.4均匀堆释热率空间分布61 
    3.4.5功率分布与展平62 
    3.4.6停堆后核反应堆的功率64 
    参考文献65 
    习题66 
    第4章燃料元件传热分析67 
    4.1燃料元件导热过程67 
    4.1.1傅里叶导热定律67 
    4.1.2定常热导率法69 
    4.1.3积分热导率法73 
    4.2气隙导热75 
    4.2.1气隙导热模型76 
    4.2.2接触导热模型77 
    4.3燃料元件传热分析78 
    参考文献79 
    习题80 
    第5章单相流分析82 
    5.1单相流输运方程82 
    5.1.1引言82 
    5.1.2集总参数质量控制体87 
    5.1.3集总参数体积控制体90 
    5.1.4分布参数积分法94 
    5.1.5分布参数微分法98 
    5.1.6微分方程的一般形式108 
    5.1.7湍流微分方程简述108 
    5.2单相流水力学分析110 
    5.2.1无黏流动110 
    5.2.2黏性流动116 
    5.2.3管内层流120 
    5.2.4管内湍流123 
    5.2.5单相流压降127 
    5.3单相流传热分析131 
    5.3.1准则数132 
    5.3.2层流传热135 
    5.3.3湍流传热138 
    5.3.4金属流体传热144 
    5.3.5自然对流传热145 
    参考文献146 
    习题148 
    第6章两相流分析151 
    6.1描述两相流的物理量151 
    6.1.1描述两相流的方法152 
    6.1.2体积平均量153 
    6.1.3面积平均量155 
    6.2两相流输运方程159 
    6.2.1一维混合流方程159 
    6.2.2三维两流体输运方程161 
    6.2.3一维两流体输运方程167 
    6.3两相流水力学分析171 
    6.3.1流型判别171 
    6.3.2两相流分析模型176 
    6.3.3均匀流模型两相流压降180 
    6.3.4漂移流模型两相流压降183 
    6.4两相流传热分析193 
    6.4.1沸腾曲线与传热分区193 
    6.4.2两相对流换热197 
    6.4.3核态沸腾起始点200 
    6.4.4核态沸腾传热202 
    6.4.5沸腾临界点203 
    6.4.6临界热流密度203 
    6.4.7沸腾临界后传热207 
    参考文献210 
    习题212 
    第7章核反应堆稳态热工设计214 
    7.1热工设计准则214 
    7.2热通道因子216 
    7.2.1核热通道因子217 
    7.2.2工程热通道因子218 
    7.2.3降低热通道因子的途径225 
    7.3单通道分析方法225 
    7.3.1一维流动方程225 
    7.3.2加热通道内单相流228 
    7.3.3加热通道内的两相流分析234 
    7.4子通道分析方法简介244 
    7.4.1子通道间的交混246 
    7.4.2子通道分析的守恒方程246 
    参考文献250 
    习题250 
    第8章一些特殊的热工水力现象252 
    8.1临界流252 
    8.1.1现象252 
    8.1.2分析方法253 
    8.1.3临界流模型255 
    8.2自然循环259 
    8.2.1现象259 
    8.2.2自然循环流量259 
    8.3流动不稳定性261 
    8.3.1概述261 
    8.3.2静态不稳定性262 
    8.3.3动态不稳定性266 
    8.3.4流动不稳定性分析方法268 
    附录A核燃料的热物性272 
    附录B包壳材料的热物性273 
    附录C冷却剂的热物性274 
    附表C1饱和水热物性274 
    附表C2饱和水蒸气热物性275 
    附表C3水和水蒸气在不同压力和温度下的比焓h276 
    附表C4水和水蒸气在不同压力和温度下的比体积瘙經×103277 
    附表C5水和水蒸气在不同压力和温度下的比定压热容cp278 
    附表C6水和水蒸气在不同压力和温度下的动力黏度μ×106279 
    附表C7水和水蒸气在不同压力和温度下的热导率k×103279 
    附录D一些固体材料的热物性280 
  • 内容简介:
    本书主要叙述了核反应堆热工水力学分析的基础理论和一些主要的分析方法。由于考虑到与先修课程的衔接,本书也介绍了热力学和传热学的一些基本知识和分析方法。 
    本书的主要内容包括核能系统中的基本热力过程、核反应堆内材料的选择、堆芯内的热量产生、燃料元件内的导热过程、燃料元件和冷却剂之间的传热过程、流动系统的水力和输热分析等,并在此基础之上,进一步介绍了核反应堆稳态热工设计原理。 
    本书可作为高等院校核反应堆工程专业高年级本科生的专业基础课教材,也可供相关专业的工程技术人员参考。 
    本书主要叙述了核反应堆热工水力学分析的基础理论和一些主要的分析方法。由于考虑到与先修课程的衔接,本书也介绍了热力学和传热学的一些基本知识和分析方法。 
    本书的主要内容包括核能系统中的基本热力过程、核反应堆内材料的选择、堆芯内的热量产生、燃料元件内的导热过程、燃料元件和冷却剂之间的传热过程、流动系统的水力和输热分析等,并在此基础之上,进一步介绍了核反应堆稳态热工设计原理。 
    本书可作为高等院校核反应堆工程专业高年级本科生的专业基础课教材,也可供相关专业的工程技术人员参考。 
  • 作者简介:
    俞冀阳 1994年毕业于清华大学工程物理系,1999年获清华大学工学博士后在清华大学工程物理系任教,从事反应堆热工水力与安全方面的人才培养和科学研究工作。在清华大学主讲的课程:《反应堆热工水力学》、《核电厂系统与运行》、《核电厂事故分析》、《反应堆热工流体数值计算》等课程。主要承担的科研工作:国家973计划超临界水冷堆关键科学问题研究,大型先进压水堆非能动安全壳冷却系统研究,钍基燃料先进堆开发,核动力装置优化设计等。
  • 目录:
    第1章绪论1 
    1.1核反应堆分类2 
    1.1.1压水堆3 
    1.1.2沸水堆8 
    1.1.3重水堆10 
    1.1.4高温气冷堆14 
    1.1.5钠冷快堆19 
    1.2核反应堆热工水力学分析的目的和任务25 
    参考文献28 
    习题28 
    第2章核能系统中的热力过程29 
    2.1状态参数29 
    2.1.1压力30 
    2.1.2温度31 
    2.1.3比体积32 
    2.1.4比内能、比焓与比熵32 
    2.1.5水的物性32 
    2.1.6水的热力学性质图34 
    2.2蒸汽动力循环39 
    2.3蒸汽再热循环与回热循环41 
    参考文献43 
    习题43 
    第3章材料与热源45 
    3.1核燃料45 
    3.1.1UO2的密度47 
    3.1.2UO2的熔点48 
    3.1.3UO2的热导率48反应堆热工水力学(第3版)目录3.1.4UO2的比定压热容50 
    3.1.5UO2的线膨胀系数51 
    3.2包壳材料52 
    3.2.1包壳的作用52 
    3.2.2包壳材料的选择52 
    3.2.3Zr4合金的热导率53 
    3.2.4Zr4合金的比定压热容53 
    3.3冷却剂和慢化剂54 
    3.4堆热源及其分布55 
    3.4.1压水堆裂变能分配55 
    3.4.2核裂变截面56 
    3.4.3裂变率与体积释热率59 
    3.4.4均匀堆释热率空间分布61 
    3.4.5功率分布与展平62 
    3.4.6停堆后核反应堆的功率64 
    参考文献65 
    习题66 
    第4章燃料元件传热分析67 
    4.1燃料元件导热过程67 
    4.1.1傅里叶导热定律67 
    4.1.2定常热导率法69 
    4.1.3积分热导率法73 
    4.2气隙导热75 
    4.2.1气隙导热模型76 
    4.2.2接触导热模型77 
    4.3燃料元件传热分析78 
    参考文献79 
    习题80 
    第5章单相流分析82 
    5.1单相流输运方程82 
    5.1.1引言82 
    5.1.2集总参数质量控制体87 
    5.1.3集总参数体积控制体90 
    5.1.4分布参数积分法94 
    5.1.5分布参数微分法98 
    5.1.6微分方程的一般形式108 
    5.1.7湍流微分方程简述108 
    5.2单相流水力学分析110 
    5.2.1无黏流动110 
    5.2.2黏性流动116 
    5.2.3管内层流120 
    5.2.4管内湍流123 
    5.2.5单相流压降127 
    5.3单相流传热分析131 
    5.3.1准则数132 
    5.3.2层流传热135 
    5.3.3湍流传热138 
    5.3.4金属流体传热144 
    5.3.5自然对流传热145 
    参考文献146 
    习题148 
    第6章两相流分析151 
    6.1描述两相流的物理量151 
    6.1.1描述两相流的方法152 
    6.1.2体积平均量153 
    6.1.3面积平均量155 
    6.2两相流输运方程159 
    6.2.1一维混合流方程159 
    6.2.2三维两流体输运方程161 
    6.2.3一维两流体输运方程167 
    6.3两相流水力学分析171 
    6.3.1流型判别171 
    6.3.2两相流分析模型176 
    6.3.3均匀流模型两相流压降180 
    6.3.4漂移流模型两相流压降183 
    6.4两相流传热分析193 
    6.4.1沸腾曲线与传热分区193 
    6.4.2两相对流换热197 
    6.4.3核态沸腾起始点200 
    6.4.4核态沸腾传热202 
    6.4.5沸腾临界点203 
    6.4.6临界热流密度203 
    6.4.7沸腾临界后传热207 
    参考文献210 
    习题212 
    第7章核反应堆稳态热工设计214 
    7.1热工设计准则214 
    7.2热通道因子216 
    7.2.1核热通道因子217 
    7.2.2工程热通道因子218 
    7.2.3降低热通道因子的途径225 
    7.3单通道分析方法225 
    7.3.1一维流动方程225 
    7.3.2加热通道内单相流228 
    7.3.3加热通道内的两相流分析234 
    7.4子通道分析方法简介244 
    7.4.1子通道间的交混246 
    7.4.2子通道分析的守恒方程246 
    参考文献250 
    习题250 
    第8章一些特殊的热工水力现象252 
    8.1临界流252 
    8.1.1现象252 
    8.1.2分析方法253 
    8.1.3临界流模型255 
    8.2自然循环259 
    8.2.1现象259 
    8.2.2自然循环流量259 
    8.3流动不稳定性261 
    8.3.1概述261 
    8.3.2静态不稳定性262 
    8.3.3动态不稳定性266 
    8.3.4流动不稳定性分析方法268 
    附录A核燃料的热物性272 
    附录B包壳材料的热物性273 
    附录C冷却剂的热物性274 
    附表C1饱和水热物性274 
    附表C2饱和水蒸气热物性275 
    附表C3水和水蒸气在不同压力和温度下的比焓h276 
    附表C4水和水蒸气在不同压力和温度下的比体积瘙經×103277 
    附表C5水和水蒸气在不同压力和温度下的比定压热容cp278 
    附表C6水和水蒸气在不同压力和温度下的动力黏度μ×106279 
    附表C7水和水蒸气在不同压力和温度下的热导率k×103279 
    附录D一些固体材料的热物性280 
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