全国工程硕士专业学位教育指导委员会推荐教材：核动力系统热工水力计算方法 下载 mobi epub pdf 电子书 2024

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内容简介

　　《全国工程硕士专业学位教育指导委员会推荐教材：核动力系统热工水力计算方法》共分9章。第1～4章介绍核动力系统完整的建模与数值计算。第5、6章以专题的形式介绍了两相流数值分析技术、热工水力关键现象的数值模拟。第7章介绍新方法在反应堆热工水力数值模拟方面的应用。第8章为先进反应堆系统热工水力分析。第9章系统地展现了作者所在单位关于运动条件下的核动力装置热工水力特性的研究成果。
　　《全国工程硕士专业学位教育指导委员会推荐教材：核动力系统热工水力计算方法》可作为高等院校反应堆工程专业研究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。

内页插图

目录

第1章 冷却剂热工水力计算的基本模型
1.1 稳态工况下的热工水力模型
1.1.1 一维稳态单相流动的基本守恒方程
1.1.2 一维稳态两相流动的基本守恒方程
1.2 瞬态工况下的热工水力模型
1.2.1 一维流动时的基本热工水力模型
1.2.2 三维流动时的基本热工水力模型
参考文献

第2章 相关传热及水力学模型
2.1 对流换热模型
2.1.1 单相液体对流传热
2.1.2 欠热沸腾区传热
2.1.3 饱和沸腾区传热
2.1.4 稳定膜态沸腾区或缺液区对流传热
2.1.5 单相蒸汽对流传热
2.1.6 界限含汽量计算
2.1.7 过渡沸腾传热
2.1.8 作者在科研中所选公式汇总
2.1.9 凝结换热
2.1.10 管外壁与空气换热
2.2 热传导模型
2.2.1 燃料元件热传导方程
2.2.2 包壳导热方程
2.2.3 蒸汽发生器换热管管壁导热方程
2.3 间隙导热
2.4 阻力系数
2.4.1 单相摩擦阻力系数关系式
2.4.2 两相摩擦阻力系数关系式
2.4.3 局部阻力系数关系式
参考文献

第3章 辅助模型
3.1 空泡份额模型
3.1.1 饱和沸腾区的空泡份额
3.1.2 欠热沸腾区的空泡份额
3.2 临界热流密度及DNBR的计算
3.2.1 qCHF计算关系式
3.2.2 qCHF表
3.2.3 qCF{F及DNBR的计算结果比较及讨论
3.2.4 两相流动不稳定性对qCHF的影响
3.2.5 重水堆的qCHF与临界功率比
3.2.6 临界热流密度的机理模型
3.3 堆芯中子动力学方程
3.3.1 堆芯中子动力学方程
3.3.2 反应性反馈
参考文献

第4章 核动力系统稳态与瞬态热工计算实例
4.1 概述
4.2 系统及设备数学物理模型
4.2.1 反应堆数学物理模型
4.2.2 蒸汽发生器数学物理模型
4.2.3 稳压器数学物理模型
4.3 主循环泵模型
4.3.1 主循环泵及四象限特性
4.3.2 主循环泵状态选择
……
第5章 两相流数值分析技术和商用程序简介
第6章 关键热工水力现象的基本模型
第7章 新方法在反应堆热工水力数值模拟方面的应用
第8章 先进反应堆系统及其热工水力分析
第9章 运动条件下核动力装置的热工水力特性

前言/序言

　　随着世界核能事业的发展，核能已成为世界能源结构的重要组成部分。我国为了优化能源结构，制定了“积极推进核电建设”的战略，坚持“引进、消化、吸收、再创新”的核电发展方针，组织并实施了“大型先进压水堆和高温气冷堆核电站”的重大专项。先进核能系统对安全性提出了新的更高的要求。核动力系统热工水力与安全分析计算是研究其安全性的基础。
　　围绕核能系统的热工水力与安全分析，作者及其课题组经过20多年的科研工作，取得了一些突破性的研究进展，已经建立起较为完善的研究方法与理论体系。本书是在归纳、整理和总结作者多年来的研究成果的基础上完成的一部学术专著。同时，为了尽可能全面地反映国际研究动态，书中也介绍了其他研究者的成果。
　　本书共分9章。作者的分工如下：苏光辉教授执笔第1～3章、6.2节、7.1节、8.8节、9.1节和9.4节，秋穗正教授执笔第8章和6.3节，郭玉君博士执笔第5章（不合第5节），张金玲博士执笔第4章（不含第8节和第10节），田文喜副教授执笔4.8节、5.5节、6.1节、7.2节和7.3节，巫英伟副教授执笔4.10节，现任哈尔滨工程大学教授的谭思超博士后执笔9.2节和9.3节。全书由苏光辉教授统稿，
　　本书第1～4章介绍核动力系统完整的建模与数值计算。在核反应堆的热工水力研究领域，核能系统的瞬态模拟一直是重点和难点。这部分工作既涉及冷却剂瞬态的热工水力基本模型，也包含了传热与流动阻力模型，还包括了大量辅助模型的建立。这些模型既有来自纯理论的数学推导，如冷却剂的热工水力基本模型，也包含了相当多的依赖于实验得到的经验关系式，如对流传热的经验关系式、摩擦阻力系数的选取以及辅助模型中空泡份额的确定等。除此之外，核能系统的瞬态计算是多个设备相耦合的计算，一个回路系统中就包括了堆芯、稳压器、蒸汽发生器和主泵以及管道等的联合建模，再加上余热排出等其他辅助设备，整个系统的建模是一个相对复杂和庞大的工程。多种设备、复杂模型的联合求解对数值计算方法也提出了很高的要求，如刚性方程和非刚性方程的同时求解问题。因此，要进行核能系统的瞬态分析程序的开发，既需要研究者在热工水力领域的基础理论方面有深厚的功底，也需要其在数值计算方法的实现上具有相当的经验。
　　第5～6章以两个专题的形式介绍了两相流数值分析技术、热工水力关键现象的数值模拟。两相流数值分析技术在反应堆的热工设计与安全分析中日益受到重视，而且随着计算机技术的提高，该数值分析技术正在飞速的发展。第5章重点介绍了目前广泛应用的两相流数值分析技术中采用的思想、模型以及具体的数值算法，是对两相流数值技术一个比较完整的总结。第6章中论述了热工水力领域非常重要的两相流动不稳定性、临界流等现象的数值分析方法，作者所在课题组对这些现象做了深入的研究。
　　近年来，反应堆的热工水力研究领域出现了一些新的研究热点和技术前沿问题，例如人工神经网络、小波分析、粒子法等新方法在核能领域的应用，以及新型核动力堆如超临界水堆、熔盐堆等的热工设计与安全分析。从第7～9章可以发现，作者最近几年在这些新的研究领域开展了大量深入的研究，并取得了相当丰硕的研究成果。第7章中介绍的神经网络、遗传算法与小波分析在核能领域的应用展现了其在处理数据信息时的明显优势；移动粒子半隐式（MPS）方法对动态过程的真实模拟为数值模拟技术提供了新的强有力的工具。第8章的新型核动力堆的热工设计分析是作者所在课题组在核能最新技术领域长期研究与积累的综合展现，是本书的最大亮点之一。课题组对超临界水堆、钠冷快堆、行波堆、熔盐堆等的热工物理技术研究与安全分析做了大量的研究工作，已经走在了国际的最前沿，这对中国第四代堆进一步的设计与研发提供了重要的参考资料。
　　第9章系统地展现了作者所在单位关于运动条件下的核动力装置热工水力特性的研究成果。舰船所呈现的绕轴运动或沿轴向运动等典型以及耦合运动工况会给冷却剂流动带来一个附加力，这对运动条件下的流动换热特性以及流动不稳定性和临界热流密度都会带来较复杂的影响。
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