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熱管在裂變驅(qū)動核電廠中的應(yīng)用

作者：夏庚磊譯
出版社：哈爾濱工程大學(xué)出版社出版時間：2023-04-01
開本： 其他 頁數(shù)： 252
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熱管在裂變驅(qū)動核電廠中的應(yīng)用 版權(quán)信息

熱管在裂變驅(qū)動核電廠中的應(yīng)用 內(nèi)容簡介

為了加強(qiáng)核能系統(tǒng)的未來作用，已提議用稱為第四代(第四代)的新一代創(chuàng)新核能系統(tǒng)取代目前的第二代/第三代反應(yīng)堆和將在近期部署的第三代+反應(yīng)堆。這本書研究使用熱管作為核反應(yīng)堆的控制裝置，其特點(diǎn)是熱管將包含可裂變的物質(zhì)作為工作流體，以改變反應(yīng)堆內(nèi)的燃料量，而不是通常的傳熱目的。在本書中還介紹了定向反應(yīng)堆輔助冷卻系統(tǒng)、第四代優(yōu)選高溫反應(yīng)堆和小型模塊化反應(yīng)堆，如熔鹽反應(yīng)堆和球床反應(yīng)堆。本書評估了熱管可移除的功率水平范圍，包括各種設(shè)計(jì)變量的函數(shù)、流體、工作溫度、吸液芯設(shè)計(jì)、直徑和長度等。

熱管在裂變驅(qū)動核電廠中的應(yīng)用 目錄

第1章 為什么使用核能 1．1 引言 1．2 創(chuàng)新方法 1．3 聯(lián)合循環(huán)方法論 1．4 為什么我們?nèi)匀恍枰四? 1．5 核能是可再生能源嗎 1．6 支持核能作為可再生能源的討論 1．7 反對核能作為可再生能源的討論 1．8 安全性 1．9 燃料循環(huán) 1．10 核能的經(jīng)濟(jì)性 1．11 乏燃料和高放廢物管理 1．12 核擴(kuò)散與核不擴(kuò)散 1．13 社會態(tài)度與公眾對核電的認(rèn)識 1．14 結(jié)論 參考文獻(xiàn) 第2章 小型模塊化反應(yīng)堆及其創(chuàng)新型高效強(qiáng)化設(shè)計(jì) 2．1 引言 2．2 第四代革新反應(yīng)堆概念 2．3 技術(shù)水平和預(yù)期發(fā)展 2．4 新一代核電站 2．5 第四代核能系統(tǒng) 2．6 用于發(fā)電的下一代核電反應(yīng)堆 2．7 第四代核能系統(tǒng)的目標(biāo) 2．8 當(dāng)前為什么需要考慮核電的未來作用 2．9 第四代核能系統(tǒng)技術(shù)路線圖項(xiàng)目 2．10 許可策略組 2．11 市場和行業(yè)狀況及潛力 2．12 障礙 2．13 需求 2．14 與其他行業(yè)的協(xié)同作用 2．15 聯(lián)合循環(huán)提高新一代核電站的效率 2．16 先進(jìn)的模塊化反應(yīng)堆 2．17 小型模塊化反應(yīng)堆的優(yōu)勢 2．18 結(jié)論 參考文獻(xiàn) 第3章 小型模塊化反應(yīng)堆堆芯設(shè)計(jì)分析 3．1 引言 3．2 熱管微堆 3．3 高溫氣冷堆／先進(jìn)小型模塊化反應(yīng)堆 3．4 堆芯設(shè)計(jì)與分析 3．5 SMR的一般概念 3．6 SMR的安全特性和許可認(rèn)證 3．7 商用小型反應(yīng)堆設(shè)計(jì) 3．8 結(jié)論 參考文獻(xiàn) 第4章 熱力循環(huán) 4．1 引言 4．2 功 4．3 熱力學(xué)**定律 4．4 焓 4．5 能量守恒方程 4．6 開式循環(huán) 4．7 閉式循環(huán) 4．8 氣體壓縮機(jī)和布雷頓循環(huán) 4．9 非理想狀態(tài)下的布雷頓循環(huán) 4．10 基本朗肯循環(huán) 4．11 帶過熱器的朗肯循環(huán) 4．12 帶再熱器的過熱朗肯循環(huán) 4．13 卡諾循環(huán) 4．14 熵 4．15 反應(yīng)堆熱力循環(huán) 4．16 提高鍋爐壓力 4．17 過熱 4．18 再熱 4．19 回?zé)? 參考文獻(xiàn) 第5章 核空氣布雷頓聯(lián)合循環(huán)模擬 5．1 引言 5．2 標(biāo)定分析參數(shù) 5．3 聯(lián)合循環(huán)模型的標(biāo)定結(jié)果 參考文獻(xiàn) 第6章 熱管的基本原理與歷史 6．1 引言 6．2 熱管的歷史 …… 第7章 直接反應(yīng)堆輔助冷卻系統(tǒng) 第8章 熱管在裂變反應(yīng)堆中的應(yīng)用 第9章 設(shè)計(jì)指南和熱管選擇 第10章 熱管的制造 附錄A 尺寸當(dāng)量和物理常數(shù) 附錄B 電磁泵
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熱管在裂變驅(qū)動核電廠中的應(yīng)用 作者簡介

夏庚磊，工學(xué)博士，博士后，哈爾濱工程大學(xué)核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院教授，博士生導(dǎo)師，核動力仿真研究中心副主任。主持國家自然科學(xué)基金、黑龍江省基金、中國博士后基金、中央高；鸬软(xiàng)目十余項(xiàng)，獲省部級科技進(jìn)步獎2項(xiàng)，發(fā)表學(xué)術(shù)論文60余篇，其中SCI/EI檢索50余篇，獲授權(quán)發(fā)明專利20余項(xiàng)，軟件著作權(quán)30余項(xiàng)。

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