- ISBN:9787302613596
- 装帧:一般胶版纸
- 册数:暂无
- 重量:暂无
- 开本:其他
- 页数:360
- 出版时间:2022-10-01
- 条形码:9787302613596 ; 978-7-302-61359-6
本书特色
为方便读者快速查阅和了解本领域的z新研究成果和前沿进展,书中引用和提炼了大量近年公开发表的论文、科技报告等文献中的内容。从事相关领域的专家、学者和科研工作者可以参考本书所介绍的内容深入开展相关研究,以进一步推动和促进本领域的发展。
内容简介
本书主要对液态金属冷却反应堆(钠冷快堆、铅冷快堆)热工水力学和安全分析相关的基础知识进行综合性介绍。内容包括: 绪论(第四代核能系统和液态金属冷却反应堆发展概况)、液态金属冷却反应堆热工水力学总论(基础知识和研究现状)、液态金属冷却反应堆热工水力实验(实验设施及其设计、建造与运行、实验测量仪器、方法和技术)、液态金属冷却反应堆热工水力数值模拟(系统热工水力程序、子通道热工水力程序、CFD模拟,多尺度模拟,确认、验证和不确定性量化)、液态金属冷却反应堆安全分析(典型瞬态事故、瞬态安全分析实验及数值计算工具的基准检验、严重事故等)以及总结与展望。
目录
目录
第1章绪论
1.1世界核电发展背景
1.1.1核电发展历程
1.1.2第四代核能系统
1.2液态金属冷却反应堆
1.2.1液态金属冷却反应堆的发展历史
1.2.2液态金属冷却剂的优缺点
1.2.3液态金属冷却反应堆主要设计
参考文献
第2章液态金属冷却反应堆热工水力学总论
2.1基础热工水力
2.1.1湍流传热
2.1.2热纹振荡
2.1.3流致振动
2.1.4气泡迁移
2.1.5颗粒输运
2.1.6冷却剂固化
2.2堆芯热工水力
2.2.1燃料组件热工水力
2.2.2完整堆芯热工水力模拟
2.2.3控制棒行为
2.2.4流动堵塞
2.2.5组件盒间隙流动
2.2.6熔融燃料迁移和再凝结
2.3熔池热工水力
2.3.1熔池建模
2.3.2热分层和热疲劳
2.3.3堆芯上部结构
2.3.4容器冷却
2.3.5化学控制与冷却剂覆盖气体相互作用
2.3.6主容器内燃料储存
2.3.7熔池晃动
2.3.8射流分层相互作用
2.3.9气体卷吸
2.3.10熔融物冷却
2.4系统热工水力
2.4.1一维系统程序验证
2.4.2系统组件
2.4.3气举增强循环
2.4.4系统程序改进和自然循环稳定性
2.4.5多尺度热工水力
2.4.6中子热工水力耦合
2.4.7钠水和钠空气反应
2.4.8铅水反应
2.4.9安全壳内热工水力
2.5研究指引
参考文献
第3章液态金属冷却反应堆热工水力实验
3.1典型液态金属实验设施
3.1.1KYLINⅡ系列
3.1.2ESCAPE
3.1.3NACIEUP
3.1.4TALL3D
3.2液态金属实验设施的设计、建造和运行
3.2.1实验设施设计
3.2.2实验设施建造
3.2.3实验设施运行
3.3液态金属实验测量仪器、方法和技术
3.3.1基于超声波的方法
3.3.2感应式测量技术
3.4模拟流体实验
3.4.1理论基础
3.4.2水实验测量技术
3.4.3棒束实验
3.4.4池式实验
3.5国内外热工水力学实验设施一览
3.5.1使用模拟流体的热工水力设施
3.5.2使用液态金属的热工水力设施
参考文献
第4章液态金属冷却反应堆热工水力数值模拟
4.1系统热工水力程序
4.1.1模型和方程
4.1.2应用实例
4.2子通道热工水力程序
4.2.1模型和方程
4.2.2应用实例
4.3CFD模拟
4.3.1DNS方法
4.3.2RANS方法
4.3.3大涡模拟
4.3.4CFD应用实例
4.3.5液态金属CFD模拟*佳实践指引
4.4多尺度模拟
4.4.1引言和动机
4.4.2多尺度耦合算法
4.4.3多尺度方法的开发和验证
4.4.4多尺度模拟实践概要
4.5确认、验证与不确定性量化
4.5.1安全部门的要求
4.5.2验证
4.5.3确认
4.5.4不确定性和敏感性分析技术
4.5.5面向耦合程序的拓展
参考文献
第5章液态金属冷却反应堆安全分析
5.1核反应堆安全分析概论
5.1.1反应堆安全概念
5.1.2多重屏障和纵深防御
5.1.3安全分析任务和事故分析方法概述
5.2固有安全性和安全系统
5.2.1固有安全性
5.2.2反应性控制和调节
5.2.3安全系统和设施
5.3液态金属冷却反应堆事故分类及历史事故回顾
5.3.1反应性引入事故
5.3.2失流瞬态事故
5.3.3失热阱瞬态事故
5.3.4无保护瞬态事故
5.3.5局部事故
5.3.6历史快堆事故回顾
5.4瞬态安全分析实验
5.4.1美国实验增殖堆EBRⅡ
5.4.2法国凤凰快堆
5.4.3日本文殊堆
5.5数值计算工具的基准检验分析
5.5.1EBRⅡ非能动余热排出实验基准检验
5.5.2凤凰快堆自然循环实验基准检验
5.5.3文殊堆上腔室自然对流基准检验
5.6液态金属冷却反应堆严重事故
5.6.1引言
5.6.2CDA的始发事件
5.6.3钠冷快堆CDA
5.6.4铅冷快堆CDA
5.6.5堆芯解体事故预防和缓解设计对策
参考文献
第6章总结与展望
6.1全书总结
6.2研发展望
作者简介
成松柏,日本九州大学核工程系博士,日本九州大学核工程系和日本原子力研究开发机构(JAEA)液态金属冷却快堆研发中心学术研究员(博士后)。2015年经中山大学百人计划引进归国工作,现为中法核工程与技术学院副教授、先进核能系统团队负责人。主要研究领域为钠冷快堆严重事故分析、液态金属冷却快堆(钠堆、铅堆)热工水力与安全。以**或通讯作者已发表逾40篇核工程SCI国际期刊论文,以**或通讯作者已发表约30篇核工程重要国际会议论文,以**发明人已申请4项国家发明专利,并在国j级出版社出版快堆相关书籍3部。
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