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液態(tài)金屬冷卻反應(yīng)堆熱工水力與安全分析基礎(chǔ)

液態(tài)金屬冷卻反應(yīng)堆熱工水力與安全分析基礎(chǔ)

出版社：清華大學(xué)出版社出版時間：2022-10-01
開本： 其他 頁數(shù)： 360
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液態(tài)金屬冷卻反應(yīng)堆熱工水力與安全分析基礎(chǔ) 版權(quán)信息

液態(tài)金屬冷卻反應(yīng)堆熱工水力與安全分析基礎(chǔ) 本書特色

為方便讀者快速查閱和了解本領(lǐng)域的z新研究成果和前沿進(jìn)展，書中引用和提煉了大量近年公開發(fā)表的論文、科技報告等文獻(xiàn)中的內(nèi)容。從事相關(guān)領(lǐng)域的專家、學(xué)者和科研工作者可以參考本書所介紹的內(nèi)容深入開展相關(guān)研究，以進(jìn)一步推動和促進(jìn)本領(lǐng)域的發(fā)展。

液態(tài)金屬冷卻反應(yīng)堆熱工水力與安全分析基礎(chǔ) 內(nèi)容簡介

本書主要對液態(tài)金屬冷卻反應(yīng)堆(鈉冷快堆、鉛冷快堆)熱工水力學(xué)和安全分析相關(guān)的基礎(chǔ)知識進(jìn)行綜合性介紹。內(nèi)容包括： 緒論(第四代核能系統(tǒng)和液態(tài)金屬冷卻反應(yīng)堆發(fā)展概況)、液態(tài)金屬冷卻反應(yīng)堆熱工水力學(xué)總論(基礎(chǔ)知識和研究現(xiàn)狀)、液態(tài)金屬冷卻反應(yīng)堆熱工水力實驗(實驗設(shè)施及其設(shè)計、建造與運行、實驗測量儀器、方法和技術(shù))、液態(tài)金屬冷卻反應(yīng)堆熱工水力數(shù)值模擬(系統(tǒng)熱工水力程序、子通道熱工水力程序、CFD模擬,多尺度模擬,確認(rèn)、驗證和不確定性量化)、液態(tài)金屬冷卻反應(yīng)堆安全分析(典型瞬態(tài)事故、瞬態(tài)安全分析實驗及數(shù)值計算工具的基準(zhǔn)檢驗、嚴(yán)重事故等)以及總結(jié)與展望。

液態(tài)金屬冷卻反應(yīng)堆熱工水力與安全分析基礎(chǔ) 目錄


目錄


第1章緒論


1．1世界核電發(fā)展背景


1．1．1核電發(fā)展歷程


1．1．2第四代核能系統(tǒng)


1．2液態(tài)金屬冷卻反應(yīng)堆


1．2．1液態(tài)金屬冷卻反應(yīng)堆的發(fā)展歷史


1．2．2液態(tài)金屬冷卻劑的優(yōu)缺點


1．2．3液態(tài)金屬冷卻反應(yīng)堆主要設(shè)計


參考文獻(xiàn)


第2章液態(tài)金屬冷卻反應(yīng)堆熱工水力學(xué)總論


2．1基礎(chǔ)熱工水力


2．1．1湍流傳熱


2．1．2熱紋振蕩


2．1．3流致振動


2．1．4氣泡遷移


2．1．5顆粒輸運


2．1．6冷卻劑固化


2．2堆芯熱工水力


2．2．1燃料組件熱工水力


2．2．2完整堆芯熱工水力模擬


2．2．3控制棒行為


2．2．4流動堵塞


2．2．5組件盒間隙流動


2．2．6熔融燃料遷移和再凝結(jié)


2．3熔池?zé)峁に?


2．3．1熔池建模


2．3．2熱分層和熱疲勞


2．3．3堆芯上部結(jié)構(gòu)


2．3．4容器冷卻


2．3．5化學(xué)控制與冷卻劑覆蓋氣體相互作用


2．3．6主容器內(nèi)燃料儲存


2．3．7熔池晃動


2．3．8射流分層相互作用


2．3．9氣體卷吸


2．3．10熔融物冷卻


2．4系統(tǒng)熱工水力


2．4．1一維系統(tǒng)程序驗證


2．4．2系統(tǒng)組件


2．4．3氣舉增強(qiáng)循環(huán)


2．4．4系統(tǒng)程序改進(jìn)和自然循環(huán)穩(wěn)定性


2．4．5多尺度熱工水力


2．4．6中子熱工水力耦合


2．4．7鈉水和鈉空氣反應(yīng)


2．4．8鉛水反應(yīng)


2．4．9安全殼內(nèi)熱工水力


2．5研究指引


參考文獻(xiàn)


第3章液態(tài)金屬冷卻反應(yīng)堆熱工水力實驗


3．1典型液態(tài)金屬實驗設(shè)施


3．1．1KYLINⅡ系列


3．1．2ESCAPE


3．1．3NACIEUP


3．1．4TALL3D


3．2液態(tài)金屬實驗設(shè)施的設(shè)計、建造和運行


3．2．1實驗設(shè)施設(shè)計


3．2．2實驗設(shè)施建造


3．2．3實驗設(shè)施運行


3．3液態(tài)金屬實驗測量儀器、方法和技術(shù)


3．3．1基于超聲波的方法


3．3．2感應(yīng)式測量技術(shù)


3．4模擬流體實驗


3．4．1理論基礎(chǔ)


3．4．2水實驗測量技術(shù)


3．4．3棒束實驗


3．4．4池式實驗


3．5國內(nèi)外熱工水力學(xué)實驗設(shè)施一覽


3．5．1使用模擬流體的熱工水力設(shè)施


3．5．2使用液態(tài)金屬的熱工水力設(shè)施


參考文獻(xiàn)


第4章液態(tài)金屬冷卻反應(yīng)堆熱工水力數(shù)值模擬


4．1系統(tǒng)熱工水力程序


4．1．1模型和方程


4．1．2應(yīng)用實例


4．2子通道熱工水力程序


4．2．1模型和方程


4．2．2應(yīng)用實例


4．3CFD模擬


4．3．1DNS方法


4．3．2RANS方法


4．3．3大渦模擬


4．3．4CFD應(yīng)用實例


4．3．5液態(tài)金屬CFD模擬*佳實踐指引


4．4多尺度模擬


4．4．1引言和動機(jī)


4．4．2多尺度耦合算法


4．4．3多尺度方法的開發(fā)和驗證


4．4．4多尺度模擬實踐概要


4．5確認(rèn)、驗證與不確定性量化


4．5．1安全部門的要求


4．5．2驗證


4．5．3確認(rèn)


4．5．4不確定性和敏感性分析技術(shù)


4．5．5面向耦合程序的拓展


參考文獻(xiàn)


第5章液態(tài)金屬冷卻反應(yīng)堆安全分析


5．1核反應(yīng)堆安全分析概論


5．1．1反應(yīng)堆安全概念


5．1．2多重屏障和縱深防御


5．1．3安全分析任務(wù)和事故分析方法概述


5．2固有安全性和安全系統(tǒng)


5．2．1固有安全性


5．2．2反應(yīng)性控制和調(diào)節(jié)


5．2．3安全系統(tǒng)和設(shè)施


5．3液態(tài)金屬冷卻反應(yīng)堆事故分類及歷史事故回顧


5．3．1反應(yīng)性引入事故


5．3．2失流瞬態(tài)事故


5．3．3失熱阱瞬態(tài)事故


5．3．4無保護(hù)瞬態(tài)事故


5．3．5局部事故


5．3．6歷史快堆事故回顧


5．4瞬態(tài)安全分析實驗


5．4．1美國實驗增殖堆EBRⅡ


5．4．2法國鳳凰快堆


5．4．3日本文殊堆


5．5數(shù)值計算工具的基準(zhǔn)檢驗分析


5．5．1EBRⅡ非能動余熱排出實驗基準(zhǔn)檢驗


5．5．2鳳凰快堆自然循環(huán)實驗基準(zhǔn)檢驗


5．5．3文殊堆上腔室自然對流基準(zhǔn)檢驗


5．6液態(tài)金屬冷卻反應(yīng)堆嚴(yán)重事故


5．6．1引言


5．6．2CDA的始發(fā)事件


5．6．3鈉冷快堆CDA


5．6．4鉛冷快堆CDA


5．6．5堆芯解體事故預(yù)防和緩解設(shè)計對策


參考文獻(xiàn)


第6章總結(jié)與展望


6．1全書總結(jié)


6．2研發(fā)展望


展開全部

液態(tài)金屬冷卻反應(yīng)堆熱工水力與安全分析基礎(chǔ) 作者簡介

成松柏，日本九州大學(xué)核工程系博士，日本九州大學(xué)核工程系和日本原子力研究開發(fā)機(jī)構(gòu)（JAEA）液態(tài)金屬冷卻快堆研發(fā)中心學(xué)術(shù)研究員（博士后）。2015年經(jīng)中山大學(xué)百人計劃引進(jìn)歸國工作，現(xiàn)為中法核工程與技術(shù)學(xué)院副教授、先進(jìn)核能系統(tǒng)團(tuán)隊負(fù)責(zé)人。主要研究領(lǐng)域為鈉冷快堆嚴(yán)重事故分析、液態(tài)金屬冷卻快堆（鈉堆、鉛堆）熱工水力與安全。以第一或通訊作者已發(fā)表逾40篇核工程SCI國際期刊論文，以第一或通訊作者已發(fā)表約30篇核工程重要國際會議論文，以第一發(fā)明人已申請4項國家發(fā)明專利，并在國j級出版社出版快堆相關(guān)書籍3部。

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