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压水反应堆热工分析
压水反应堆热工分析

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工业技术

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  • 作 者:(美)汤粮孙(L.S.Tong),韦斯曼(J.Weisman)著;袁乃驹译
  • 出 版 社:北京:原子能出版社
  • 出版年份:1983
  • ISBN:15175·452
  • 页数:497 页
图书介绍:
《压水反应堆热工分析》目录

目录 1

汤烺孙博士为中译本所写的序 1

再版前言 1

译者的话 1

1 功率的产生 1

1-1反应堆结构 1

1-1.1基本设计方案 1

1-1.2其它的反应堆设计方案 12

1-2压力壳式反应堆堆芯内功率的产生和分布 16

1-2.1未受扰动、均匀装料的堆芯内的功率分布 16

1-2.2燃料装载的影响 18

1-2.3控制棒、水隙和空泡的影响 26

1-2.4核热通道因子 29

1-2.5燃料元件内的释热 33

1-2.6功率在燃料、慢化剂和结构部件间的分配 37

1-3压力管式堆芯内的功率产生和分布 38

1-3.1宏观功率分布 38

1-3.2燃料棒束内的功率产生 40

1-3.3换料方式的影响 42

1-4堆芯功率分布的速算法 44

1-5瞬态功率的产生和分布 49

1-5.1随负荷变化的功率分布 49

1-5.2停堆过程中功率的产生 52

1-6反应堆结构部件和慢化剂内的释热 57

1-6.1结构部件 57

1-6.2慢化剂 60

1-7热工设计的基础 60

2-1燃料元件的特性 65

2-1.1燃料及其热物性 65

2 燃料元件 65

2-1.2燃料元件包壳和燃料组件设计 83

2-2 UO2燃料元件的性能 92

2-2.1 UO2的机械性能 92

2-2.2燃料的密实化和重结构 94

2-2.3燃料的肿胀 98

2-2.4裂变气体的释放和内压 101

2-2.5燃料和燃料-包壳间隙的热阻 106

2-2.6包壳的机械性能 120

2-3理想条件下的稳态热传导 123

2-3.1燃料板内的释热 123

2-3.2燃料棒内的释热 125

2-3.3环状燃料元件 135

2-4稳态温度的实际估算 136

2-4.1计算方法 137

2-4.2用于燃料元件设计的计算机程序 142

2-5燃料棒的瞬态特性 144

2-5.1燃料棒温度的快速瞬变过程 144

2-5.2计算温度瞬变过程的简化解析法 151

2-5.3瞬变过程中的包壳性能 158

2-6小结 163

3 流体动力学 175

3-1基本流动特性 175

3-1.1单相流动摩擦 175

3-1.2两相流的空泡份额和压降 185

3-1.3流动交混和流量再分配 200

3-1.4声速和临界流动 209

3-2堆壳中的流体动力学 228

3-2.1在腔室中的流动 228

3-2.2流动引起的振动 230

3-2.3控制棒的水力设计 236

3-3流动不稳定性 237

3-3.1各种流动不稳定性的性质 238

3-3.2各种参数对流动不稳定性的影响 243

3-3.3理论分析 244

3-3.4推荐的分析方法 252

3-4液体夹带、带汽和汽水分离 252

3-4.1液体夹带、带水和溢流 252

3-4.2带汽 259

3-4.3汽水分离 260

3-5小结 261

4传热和输热 275

4-1输热 275

4-1.1沿闭式冷却剂通道的稳态焓升 275

4-1.2沿半开式通道的稳态焓升 280

4-1.3瞬态输热 289

4-2单相流动的强迫对流传热 306

4-2.1单相传热的经验方程 307

4-2.2表面粗糙度对传热的影响 310

4-2.3促扰器和定位格架的效应 312

4-3沸腾传热 313

4-3.1流动沸腾传热 313

4-3.2沸腾危机 316

4-3.3污垢沉积的影响 332

4-3.4达到临界热流密度之后的传热 334

4-4蒸汽发生器内的传热 344

4-4.1传热速率 344

4-4.2循环速率 349

4-4.3运行问题 349

4-5.1堆芯结构部件内的温度分布 352

4-5结构部件和固体慢化剂的冷却 352

4-5.2在固体慢化剂内的温度分布 357

4-6小结 361

5 堆芯的热工和水力设计 373

5-1基础热工设计 373

5-1.1热工设计的限制条件和设计方法 373

5-1.2燃料棒设计 375

5-1.3堆芯初步设计 379

5-1.4热通道因子的计算 384

5-1.5详细热工设计的数字计算机计算方法 389

5-1.6假想事故工况对堆芯基础设计的影响 393

5-2正常运行时堆芯性能的分析 394

5-2.1最佳的堆芯性能 394

5-2.2堆芯流量分配对堆芯性能的影响 398

5-2.3热工水力和核影响的相互作用 400

5-2.4临界热流密度裕量合适性的评定 403

5-3反应堆保护和堆芯监测 412

5-3.1反应堆保护 412

5-3.2堆芯监测仪表 415

5-3.3反应堆在允许范围内的运行 417

5-4瞬态性能和安全防护分析 418

5-4.1安全准则 418

5-4.2负荷丧失瞬态 420

5-4.3流量丧失事故 421

5-4.4反应性输入和蒸汽管道破裂事故 427

5-4.5冷却剂丧失事故 430

5-4.6无事故保护停堆的预期瞬态 445

5-4.7反应堆事故对公众的危害性 446

5-5小结 447

索引 479

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