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  • ISBN：9787502247652
  • 装帧：简裝本
  • 册数：暂无
  • 重量：暂无
  • 开本：16开
  • 页数：213
  • 出版时间：2010-12-01
  • 条形码：9787502247652 ; 978-7-5022-4765-2

本书特色

郝老迷编著的《核反应堆热工水力学》是根据核电基础理论培训教材编写大纲要求，在广泛听取核电专家意见的基础上编写的，是《压水堆核电厂操纵人员基础理论培训系列教材》之一，也可供核电厂相关人员参考。 全书共分6章。第1章介绍了核燃料、包壳材料、冷却剂及其热物性，燃耗对燃料和其热物性的影响；第2章介绍反应堆内的释热，包括反应堆内的热源及其分布，核热通道因子，燃料棒和堆芯释热的计算，停堆后的释热及其冷却；第3章介绍反应堆传热，包括反应堆内热量的传输过程，单相流体的对流换热和沸腾换热；第4章介绍燃料元件和堆内部件的传热及其温度分布；第5章介绍稳态工况下反应堆流体力学分析，包括流体的特征和主要物理性质，流体静力学，单相流动和两相流动及其压降计算，临界流动，气（汽）—液逆向流动，水锤现象，流动不稳定性，堆芯冷却剂流量分配，自然循环等；第6章介绍堆芯稳态热工水力设计，主要包括堆芯热工设计的步骤、热工设计准则，堆芯热工设计参量的分析，热通道和热点，热通道因子和热点因子，单通道模型的反应堆稳态热工设计，子通道分析模型，核反应堆热工参量的选择等。

内容简介

郝老迷编著的《核反应堆热工水力学》主要讲解核反应堆热工水力学的基本概念、基础理论和某些问题的分析及计算。全书共分六章，内容包括核燃料、包壳材料、冷却剂及其热物性，反应堆内的释热，反应堆传热，燃料元件和堆内部件的传热及其温度分布，稳态工况下反应堆流体力学分析，堆芯稳态热工水力设计等。 《核反应堆热工水力学》是压水堆核电厂操纵人员基础理论培训系列教材之一，也可供从事核电工程的相关技术人员及高等院校核工程专业的师生参考。

目录

第1章 核燃料、包壳材料、冷却剂及其热物性1.1 核燃料1.2 对核燃料、包壳材料及冷却剂的一般要求1.2.1 核燃料1.2.2 包壳材料1.2.3 冷却剂1.3 核燃料、包壳材料和冷却剂的热物性1.3.1 二氧化铀燃料的热物性1.3.2 包壳和某些结构材料的主要热物性1.3.3 膨胀系数1.3.4 水和水蒸气的热物性1.4 辐照（或燃耗）对热物性的影响1.4.1 辐照（或燃耗）对二氧化铀熔点的影响1.
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