《反應堆熱工水力分析》是2014年機械工業出版社出版的圖書,作者是黃素逸。
基本介紹
- 中文名:反應堆熱工水力分析
- 作者:黃素逸
- 出版時間:2014年07月07日
- 出版社:機械工業出版社
- ISBN:978-7-111-46115-9
- 定價:32.00
- 開本:16 開
- 裝幀:平裝
《反應堆熱工水力分析》是2014年機械工業出版社出版的圖書,作者是黃素逸。
《反應堆熱工水力分析》是2014年機械工業出版社出版的圖書,作者是黃素逸。內容簡介反應堆熱工水力分析在核反應堆工程中起著十分重要的作用。本書在對核反應堆分類、核能系統中的熱力過程、狀態參數及蒸汽動力循環和堆芯材料及其熱物...
反應堆堆芯是由許多結構類同的燃料組件組成的。在反應堆熱工水力分析中,把堆芯按其熱流密度和流量的不同進行分區,具有相同熱流密度及流量的燃料組件或通道作為同類通道,堆芯被簡化成在上下空腔相聯通的並聯通道模型。反應堆燃料組件因結構形式的不同而有閉式通道和開式通道之分。①閉式通道:通道被元件盒壁所...
design and analysis)是2020年公布的電力名詞。定義 綜合考慮反應堆總體設計要求,利用大型熱工水力計算程式完成反應堆內釋熱、傳熱、冷卻劑流量和流動壓降等計算分析,確定熱工水力參數,最佳化反應堆冷卻方案,並對穩態和瞬態工況的熱工安全計算分析,確保其滿足熱工安全設計準則的全過程。出處 《電力名詞》第三版。
1.1 核反應堆分類1 1.1.1 壓水堆2 1.1.2 沸水堆6 1.1.3 重水堆7 1.1.4 氣冷堆9 1.1.5 鈉冷快堆11 1.2 反應堆熱工水力學分析的目的和任務14 參考文獻16 習題16 第2章 核能系統中的熱力過程17 2.1 狀態參數17 2.1.1 壓力17 2.1.2 溫度18 2.1.3 比體積18 2.1.4 內能、比焓與...
在清華大學主講的課程:《反應堆熱工水力學》、《核電廠系統與運行》、《核電廠事故分析》、《反應堆熱工流體數值計算》等課程。主要承擔的科研工作:國家973計畫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研究,釷基燃料先進堆開發,核動力裝置最佳化設計等。 [1] 圖書目錄 播報 編輯 第1章緒論...
《液態金屬冷卻反應堆熱工水力與安全分析基礎》是2022年清華大學出版社出版的圖書,作者是成松柏、陳嘯麟、程輝。內容簡介 本書主要對液態金屬冷卻反應堆(鈉冷快堆、鉛冷快堆)熱工水力學和安全分析相關的基礎知識進行綜合性介紹。內容包括: 緒論(第四代核能系統和液態金屬冷卻反應堆發展概況)、液態金屬冷卻反應堆熱工...
反應堆熱工水力設計 通盤協調反應堆物理、結構、材料、機械製造與熱工等方面的要求,確定最佳化的反應堆熱傳輸系統,是保證反應堆具有良好的安全性和經濟性的重要一環。在反應堆熱工設計中,要確定熱工設計準則,平衡協調反應堆有關參數,進行反應堆熱工—水力穩態設計和瞬態分析。反應堆熱工實驗 通過實驗,研究反應堆運行...
《海洋條件下反應堆熱工水力特性研究》共分為7章,第1章從海洋環境的基本定義及海基核動力裝置的要求入手,引出了海洋條件的潛在影響;第2章和第3章主要利用實驗、理論和數值計算方法分析搖擺條件下單相流動特性和傳熱特性,闡明了搖擺運動下系統流動波動與驅動力、附加慣性力和摩擦阻力的關係,揭示了附加慣性力對流動...
(5)先進堆被動安全系統實驗研究:在此領域美國和日本做了較多的工作,研究下一代輕水堆非能動安全系統,如堆芯冷卻系統,餘熱排出系統,安全注入系統及重力注硼停堆系統的運行及安全特性。機理性實驗 這類實驗的主要目的不在於尋找能在熱工水力分析中直接套用的關係式,而是為了尋求某一現象的內在機理。例如,研究汽...
反應堆內的釋熱,反應堆傳熱,燃料元件和堆內部件的傳熱及其溫度分布,穩態工況下反應堆流體力學分析,堆芯穩態熱工水力設計等。《壓水堆核電廠操縱人員基礎理論培訓系列教材:核反應堆熱工水力學》是壓水堆核電廠操縱人員基礎理論培訓系列教材之一,也可供從事核電工程的相關技術人員及高等院校核工程專業的師生參考。
鑒於反應堆系統多,現象複雜,通常用全面模擬堆芯及系統熱工-水力性能的數字電腦程式來完成上述的設計和分析計算。為了確保反應堆的安全,明確規定了反應堆的熱工設計準則,用以作為反應堆熱工設計的依據及限制條件。該準則的內容因堆型而異,並隨著核工業的發展在不斷地被改進及完善。反應堆熱工設計準則 對壓水堆...
核電廠可靠性分析是反應堆熱工水力學名詞 在規定的壽期內(一般為30年),在保護人和環境不受超過限度的電離輻射和放射性損害的條件下,核電廠維持其正常商業供電運行的能力。定性和定量地評價核電廠的可靠性與評價單一產品的可靠性有很大的不同。它不僅與安全性有關,而且與經濟性有關,要求有一套切實可行的可靠性...
因此不能直接運用已有的反應堆設計理論,相應的安全事故分析和餘熱排出能力的分析也有很大差異。本項目將深入研究鉛鉍合金冷卻快堆的堆芯物理、熱工相互耦合的三維溫度場和流場、蒸汽中鉛鉍合金液滴的高效分離技術、鉛鉍合金自然循環能力、燃料組件的熱工水力特性及其固有安全特性等,旨在探索和發展新概念鉛鉍合金冷卻快堆...
堆芯內功率分布決定了堆芯內燃料溫度分布,冷卻劑溫度分布和密度分布。而後者反過來會影響堆內材料的核特性,進而影響堆芯內的中子通量和功率分布。因此,堆芯內的中子行為和堆芯內材料的熱工水力特性有密切耦合關係。無論在反應堆設計中,還是在安全分析中,都必須考慮這種耦合關係。最常見的耦合連線方式是:在中子學...
《核動力裝置熱工水力》是2013年原子能出版社出版的圖書,作者是陳文振、於雷。內容簡介 陳文振等編著的《核動力裝置熱工水力》選擇壓水堆核動力裝置為主要討論對象,對其他相關的堆型也具有一定的借鑑意義;本書在對反應堆熱工水力的基本概念、基本原理進行講述的基礎上,對一迴路重要設備的熱工水力進行重點分析,並...
研究反應堆內流體(冷卻劑)的運動和平衡的規律以及反應堆流體與反應堆固體材料相互作用的學科。它是反應堆熱工學科的一個重要組成部分,是流體力學在反應堆中的套用科學。發展過程 在20世紀40年代反應堆出現後,反應堆熱工設計技術和有關的理論分析、實驗研究迅速發展,形成了反應堆釋熱、反應堆傳熱和反應堆流體力學等...
反應堆熱工實驗平台 反應堆熱工實驗平台是一種用於工程與技術科學基礎學科領域的分析儀器,於2017年6月13日啟用。技術指標 設計壓力4.0MPa,設計溫度250℃,泵額定流量3.5t/h,實驗段設計功率20KW。主要功能 本科教學,可以開展反應堆熱工水力實驗,包括傳熱和壓降實驗,流型實驗等。
第7章新方法在反應堆熱工水力數值模擬方面的套用 7.1小波分析、人工神經網路及遺傳算法的套用 7.1.1小波分析 7.1.2人工神經網路 7.1.3遺傳算法 7.1.4遺傳神經網路 7.1.5小波神經網路 7.2粒子法及其套用 7.2.1粒子法的提出 7.2.2移動粒子半隱式(MPS)方法 7.2.3MPS方法的套用舉例 7.3核動力...
堆工所是全國最早具有培養碩士和博士學位資格的單位之一,設有博士後流動站,有21名博士生導師。堆工所現有大型研究堆2座,微型堆1座,零功率反應堆6座;各種堆內試驗迴路和堆外綜合實驗台架;大型熱室,各種核材料試驗、檢測裝置;完備和先進的反應堆物理計算、反應堆熱工水力分析計算、結構力學計算以及核安全和事故...
堆芯設計技術:主要包括反應堆理論、堆芯特性、熱工水力分析研究等。反應堆結構與系統設計技術:主要包括數位化反應堆套用技術, CAE分析套用技術、可靠性技術等反應堆結構及系統設計技術研究,關鍵設備開發研究。核動力裝置控制技術:主要包括反應堆系統控制技術研究、安全保護技術研究、操縱及運行信息技術研究、數位化儀控...
本書介紹了核反應堆的基本設計原理。全書共分六章,內容包括核動力堆的發展方向和選型、設計概述、堆物理設計計算、熱工水力分析、堆結構和燃料元件設計,以及安全分析。書中也介紹了計算、分析和設計中所用的電腦程式。本書為核反應堆工程與安全、能源和核能利用、核能與能源工程等專業的教材,也可供核反應堆管理...
文青龍,男,博士,重慶大學能源與動力工程學院研究員,博士生導師,核工程技術研究中心主任。長期從事反應堆熱工水力試驗研究和安全分析工作。曾在中國核動力研究設計院主持XXX堆熱工系統的研究和設計工作,負責XXX堆淨化系統的研究與設計工作。曾在中廣核研究院主要參與國家科技部973項目ITER專項《次臨界能源包層工程概念...
樊普,女,1978年12月出生,畢業於西安交通大學,助教,學位是碩士。研究領域 核反應堆熱工水力分析與實驗;兩相流與沸騰換熱、壓降。主講課程 核電廠泵與閥門 發布論文 1、樊普,秋穗正,苟軍利,賈斗南,套管式雙面加熱蒸汽發生器的熱工水力分析,《原子能科學與技術》,已錄用;2、樊普,秋穗正,賈斗南,垂直向上...
體壓縮係數,是水和蒸汽的體膨脹係數和壓縮率是反應堆熱工水力、傳熱學和工程熱力學中常用的參數之一。簡介 這兩個參數的計算公式是Gibbs折合自由焓和Helmholtz折合自由能的導出函式。水和蒸汽的體膨脹係數和壓縮率的提出,解決了傳熱學、工程熱力學和核反應堆熱工水力學的實際套用問題。在反應堆熱工水力設計中,可以直接...
①反應堆熱工水力:超臨界水堆核熱耦合程式開發、實驗研究亞臨界水自然循環熱工水力特性、實驗研究超臨界水自然循環熱工水力特性、液態鉛鉍熱工水力實驗迴路系統設計、不同冷卻劑和鉛鉍流體換熱特性分析。②顆粒物及核素擴散:超臨界水中顆粒物運動沉積、嚴重事故氣溶膠運動沉積、放射性核素在海洋中的遷移、北京市霧霾排放...
以自主研發的堆用蒙卡程式RMC為主線)、反應堆分析用核資料庫處理方法與程式(以自主研發的RXSP程式為主線)、多物理多尺度耦合研究(基於第一原理的數值化反應堆研究平台)、基於先進燃料的(例如釷基)先進與新概念核能系統研究、燃料循環與燃料管理、基於實驗的反應堆物理、熱工水力和安全分析研究,等。