核動力系統熱工水力計算方法

圖書簡介

本書共分9章。第1～4章介紹核動力系統完整的建模與數值計算。第5、6章以專題的形式介紹了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面的套用。第8章為先進反應堆系統熱工水力分析。第9章系統地展現了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。
本書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。

前言

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。我國為了最佳化能源結構，制定了“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，組織並實施了“大型先進壓水堆和高溫氣冷堆核電站”的重大專項。先進核能系統對安全性提出了新的更高的要求。核動力系統熱工水力與安全分析計算是研究其安全性的基礎。
圍繞核能系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，取得了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系。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，為了儘可能全面地反映國際研究動態，書中也介紹了其他研究者的成果。
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，秋穗正教授執筆第8章和6.3節，郭玉君博士執筆第5章（不含第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章介紹核動力系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，核能系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，也包含了傳熱與流動阻力模型，還包括了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，也包含了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，核能系統的瞬態計算是多個設備相耦合的計算，一個迴路系統中就包括了堆芯、穩壓器、蒸汽發生器和主泵以及管道等的聯合建模，再加上餘熱排出等其他輔助設備，整個系統的建模是一個相對複雜和龐大的工程。多種設備、複雜模型的聯合求解對數值計算方法也提出了很高的要求，如剛性方程和非剛性方程的同時求解問題。因此，要進行核能系統的瞬態分析程式的開發，既需要研究者在熱工水力領域的基礎理論方面有深厚的功底，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了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章重點介紹了目前廣泛套用的兩相流數值分析技術中採用的思想、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章中論述了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了深入的研究。

核動力系統熱工水力計算方法

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