核動力裝置熱工水力內(nèi)容簡介

陳文振等編著的《核動力裝置熱工水力》選擇壓水堆核動力裝置為主要討論對象，對其他相關(guān)的堆型也具有一定的借鑒意義；本書在對反應(yīng)堆熱工水力的基本概念、基本原理進行講述的基礎(chǔ)上，對一回路重要設(shè)備的熱工水力進行重點分析，并對船用核動力裝置在海洋和機動性條件下的流動和換熱探索性研究的初步結(jié)果進行了介紹。本書在內(nèi)容的安排上既考慮到學習的系統(tǒng)性和基礎(chǔ)性，又注重具體問題的分析和解決，由淺人深，循序漸進，既可以作為核動力工程專業(yè)熱工水力課程的教材，又滿足相關(guān)專業(yè)對熱工水力基礎(chǔ)知識的需求。

第一章 緒論

1.1 核能與反應(yīng)堆發(fā)展概況

1.2 核反應(yīng)堆動力裝置簡介

1.2.1 壓水堆動力裝置

1.2.2 重水堆動力裝置

1.2.3 沸水堆動力裝置

1.2.4 艦船核動力裝置的特點

1.3 熱工水力分析的目的和任務(wù)

1.3.1 熱工水力分析的目的

1.3.2 熱工水力分析任務(wù)與方法

習題

參考文獻

第二章 堆芯材料和熱源分布

2.1 核燃料

2.1.1 核燃料分類

2.1.2 核燃料U02

2.2 包殼

2.2.1 包殼的作用

2.2.2 包殼材料的選擇

2.3 堆內(nèi)其他結(jié)構(gòu)

2.3.1 不銹鋼

2.3.2 鎳基合金

2.4 冷卻劑和慢化劑

2.4.1 冷卻劑和慢化劑的選擇

2.4.2 水的物性

2.4.3 水物性查表計算

2.5 堆芯熱源及其分布

2.5.1 裂變能釋放的特點

2.5.2 堆內(nèi)熱功率計算

2.5.3 堆芯功率分布及其影響因素

2.5.4 控制棒、慢化劑和結(jié)構(gòu)材料熱源強度

2.5.5 停堆后的釋熱

習題

參考文獻

第三章 核動力裝置傳熱學基礎(chǔ)

3.1 導(dǎo)熱

3.1.1 導(dǎo)熱基本概念及定律

3.1.2 導(dǎo)熱微分方程

3.1.3 定解條件

3.1.4 幾種典型導(dǎo)熱問題的解

3.2 單相對流換熱

3.2.1 對流換熱的基本概念

3.2.2 管道內(nèi)強迫對流換熱及換熱系數(shù)

3.2.3 管道外強迫對流換熱及換熱系數(shù)

3.2.4 自然對流換熱及換熱系數(shù)

3.3 沸傳熱

3.3.1 大容積沸騰

3.3.2 流動沸騰

3.3.3 臨界熱流密度經(jīng)驗公式

3.4 凝結(jié)傳熱

3.4.1 層流膜狀凝結(jié)

3.4.2 湍流膜狀凝結(jié)

3.4.3 膜狀凝結(jié)的影響因素

習題

參考文獻

第四章 反應(yīng)堆內(nèi)穩(wěn)態(tài)傳熱分析

4.1 定熱導(dǎo)率燃料元件導(dǎo)熱

4.1.1 燃料芯塊導(dǎo)熱

4.1.2 氣隙導(dǎo)熱

4.1.3 包殼導(dǎo)熱

4.1.4 包殼表面對流換熱

4.1.5 元件徑向總溫降

4.2 變熱導(dǎo)率燃料元件導(dǎo)熱

4.2.1 影響二氧化鈾熱導(dǎo)率的因素

4.2.2 二氧化鈾熱導(dǎo)率的幾個經(jīng)驗公式與比較

4.2.3 包殼與氦氣隙的熱導(dǎo)率

4.2.4 燃料芯塊積分熱導(dǎo)率

4.3 燃料元件與冷卻劑溫度場

4.3.1 冷卻劑輸熱方程

4.3.2 冷卻劑軸向溫度場

4.3.3 燃料元件軸向溫度場

4.4 燃料元件最高溫度及其位置

習題

參考文獻

第五章 蒸汽發(fā)生器與穩(wěn)壓器內(nèi)熱工分析

5.1 蒸汽發(fā)生器傳熱

5.1.1 傳熱模型

5.1.2 一次側(cè)傳熱過程

5.1.3 二次側(cè)傳熱過程

5.1.4 管壁熱阻和污垢熱阻

5.2 蒸汽發(fā)生器的穩(wěn)態(tài)特性

5.2.1 不同運行方式的穩(wěn)態(tài)特性

5.2.2 穩(wěn)態(tài)特性計算方法

5.3 穩(wěn)壓器內(nèi)熱力分析

5.3.1 冷卻劑體積變化的分析

5.3.2 穩(wěn)壓器內(nèi)部的熱力過程

5.3.3 穩(wěn)壓器容積計算

習題

參考文獻

第六章 核動力裝置水力學基礎(chǔ)

6.1 單相流基本方程

6.1.1 連續(xù)性微分方程

6.1.2 流體運動微分方程

6.1.3 流體微小流束的伯努利方程式

6.1.4 總流的連續(xù)性方程式

6.1.5 總流的伯努利方程式

6.2 管內(nèi)單相流壓降計算

6.2.1 管內(nèi)流動型態(tài)和流動阻力壓降

6.2.2 沿程摩擦壓降

6.2.3 局部壓降

6.2.4 管中的水錘現(xiàn)象

6.2.5 氣穴和汽蝕

6.3 兩相流基本方程

6.3.1 基本概念

6.3.2 基本方程

6.4 兩相流壓降計算

6.4.1 摩擦壓降

6.4.2 加速壓降

6.4.3 提升壓降

6.4.4 局部壓降

習題

參考文獻

第七章 核動力裝置水力分析

7.1 反應(yīng)堆內(nèi)壓降計算

7.1.1 摩擦壓降

7.1.2 提升壓降

7.1.3 加速壓降

7.1.4 定位格架的局部壓降

7.2 蒸汽發(fā)生器內(nèi)壓降計算

7.2.1 一回路側(cè)阻力壓降計算

7.2.2 二回路側(cè)自然循環(huán)與水力計算

7.3 管路壓降與泵功率

7.3.1 管路壓降

7.3.2 泵功率

7.4 堆芯冷卻劑流量的分配

7.4.1 堆芯流量分配的計算方法

7.4.2 堆芯流量分配分析

7.5 流動不穩(wěn)定性

7.5.1 流動不穩(wěn)定性概述

7.5.2 水動力學不穩(wěn)定性分析

7.6 反應(yīng)堆內(nèi)自然循環(huán)

7.6.1 基本概念與方程

7.6.2 堆內(nèi)水流量確定

7.7 自然循環(huán)下倒U形管內(nèi)倒流分析

7.7.1 一維流動換熱模型

7.7.2 對流換熱計算公式

7.7.3 水力學計算模型

7.7.4 流體倒流分析

7.7.5 倒流影響因素分析

7.7.6 倒流流量與倒流管數(shù)計算簡介

習題

參考文獻

第八章 反應(yīng)堆穩(wěn)態(tài)熱工設(shè)計

8.1 熱工設(shè)計準則

8.2 熱管因子和熱點因子

8.2.1 核熱管因子和核熱點因子

8.2.2 工程熱管因子和工程熱點因子

8.2.3 降低熱管因子和熱點因子的途徑

8.3 單通道模型堆芯穩(wěn)態(tài)熱工設(shè)計

8.3.1 熱工設(shè)計參數(shù)選擇

8.3.2 熱工設(shè)計的一般步驟和方法

8.3.3 安全校核

8.4 子通道模型堆芯穩(wěn)態(tài)熱工設(shè)計

8.4.1 子通道的劃分

8.4.2 基本方程

8.4.3 求解方法

8.4.4 常用子通道程序介紹

8.5 穩(wěn)態(tài)熱工設(shè)計與熱工水力實驗的關(guān)系

習題

參考文獻

第九章 反應(yīng)堆正常瞬態(tài)熱工分析

9.1 集總參數(shù)法

9.2 瞬態(tài)傳熱問題的集總參數(shù)求解

9.3 燃料元件徑向溫度變化的解析求解

9.3.1 板狀燃料元件

9.3.2 棒狀燃料元件

9.4 棒狀元件徑向溫度變化的數(shù)值求解

9.4.1 數(shù)值求解方法

9.4.2 功率按指數(shù)規(guī)律變化時元件徑向溫度

9.4.3 有溫度反饋緩發(fā)超臨界過程元件徑向溫度

9.5 動態(tài)溫度場的集總參數(shù)法分析

9.5.1 棒狀元件動態(tài)溫度場

9.5.2 堆芯熱管動態(tài)溫度場

9.6 反應(yīng)堆瞬態(tài)過程的快速仿真分析

9.6.1 有反饋的反應(yīng)性變化過程仿真

9.6.2 負荷大幅變化時的仿真

習題

參考文獻

第十章 海洋與機動條件下的流動與換熱

10.1 海洋條件下船體運動的特點

10.2 搖擺時內(nèi)部層流流動與對流換熱

10.2.1 圓管

10.2.2 矩形通道

10.3 搖擺時內(nèi)部湍流流動與對流換熱

10.3.1 圓管

10.3.2 矩形通道

10.4 艦船運動對一回路自然循環(huán)的影響

10.4.1 水平加速直線運動

10.4.2 豎直加速直線運動

10.4.3 回旋

10.4.4 橫傾

10.4.5 縱傾

10.4.6 搖擺

習題

參考文獻

第十一章 核動力裝置熱工水力計算分析工具簡介

11.1 核動力裝置熱工水力計算分析工具的發(fā)展

11.2 最佳估算程序

11.2.1 最佳估算程序的建模方式

11.2.2 計算結(jié)果不確定性的主要來源

11.2.3 最佳估算程序的驗證

11.2.4 RELAP系列程序簡介

11.2.5 CATHARE程序簡介

11.2.6 TRAC程序簡介

11.3 計算流體動力學程序

11.3.1 計算流體動力學簡介

11.3.2 控制方程的通用形式

11.3.3 計算區(qū)域網(wǎng)格劃分

11.3.4 湍流模型

11.3.5 CFD計算的誤差分析

11.3.6 FLUENT軟件簡介

11.4 核動力裝置自然循環(huán)分析平臺

11.4.1 反應(yīng)堆時空中子動力學計算模塊

11.4.2 反應(yīng)堆及主冷卻劑系統(tǒng)熱工水力分析模塊

11.4.3 一回路輔助系統(tǒng)及二回路系統(tǒng)流體網(wǎng)絡(luò)計算模塊

習題

參考文獻

附錄Ⅰ 一些核燃料的熱物性

附錄Ⅱ 水和水蒸氣的熱物性

附錄Ⅲ 氦氣的熱物性2100433B

本書共分9章。第1～4章介紹核動力系統(tǒng)完整的建模與數(shù)值計算。第5、6章以專題的形式介紹了兩相流數(shù)值分析技術(shù)、熱工水力關(guān)鍵現(xiàn)象的數(shù)值模擬。第7章介紹新方法在反應(yīng)堆熱工水力數(shù)值模擬方面的應(yīng)用。第8章為先進反應(yīng)堆系統(tǒng)熱工水力分析。第9章系統(tǒng)地展現(xiàn)了作者所在單位關(guān)于運動條件下的核動力裝置熱工水力特性的研究成果。

本書可作為高等院校反應(yīng)堆工程專業(yè)研究生的專業(yè)基礎(chǔ)課教材，也可供相關(guān)專業(yè)的工程技術(shù)人員參考。

第1章冷卻劑熱工水力計算的基本模型

1.1穩(wěn)態(tài)工況下的熱工水力模型

1.1.1一維穩(wěn)態(tài)單相流動的基本守恒方程

1.1.2一維穩(wěn)態(tài)兩相流動的基本守恒方程

1.2瞬態(tài)工況下的熱工水力模型

1.2.1一維流動時的基本熱工水力模型

1.2.2三維流動時的基本熱工水力模型

參考文獻

第2章相關(guān)傳熱及水力學模型

2.1對流換熱模型

2.1.1單相液體對流傳熱

2.1.2欠熱沸騰區(qū)傳熱

2.1.3飽和沸騰區(qū)傳熱

2.1.4穩(wěn)定膜態(tài)沸騰區(qū)或缺液區(qū)對流傳熱

2.1.5單相蒸汽對流傳熱

2.1.6界限含汽量計算

2.1.7過渡沸騰傳熱

2.1.8作者在科研中所選公式匯總

2.1.9凝結(jié)換熱

2.1.10管外壁與空氣換熱

2.2熱傳導(dǎo)模型

2.2.1燃料元件熱傳導(dǎo)方程

2.2.2包殼導(dǎo)熱方程

2.2.3蒸汽發(fā)生器換熱管管壁導(dǎo)熱方程

2.3間隙導(dǎo)熱

2.4阻力系數(shù)

2.4.1單相摩擦阻力系數(shù)關(guān)系式

2.4.2兩相摩擦阻力系數(shù)關(guān)系式

2.4.3局部阻力系數(shù)關(guān)系式

參考文獻

第3章輔助模型

3.1空泡份額模型

3.1.1飽和沸騰區(qū)的空泡份額

3.1.2欠熱沸騰區(qū)的空泡份額

3.2臨界熱流密度及DNBR的計算

3.2.1qCHF計算關(guān)系式

3.2.2qCHF表

3.2.3qCHF及DNBR的計算結(jié)果比較及討論

3.2.4兩相流動不穩(wěn)定性對qCHF的影響

3.2.5重水堆的qCHF與臨界功率比

3.2.6臨界熱流密度的機理模型

3.3堆芯中子動力學方程

3.3.1堆芯中子動力學方程

3.3.2反應(yīng)性反饋

參考文獻

第4章核動力系統(tǒng)穩(wěn)態(tài)與瞬態(tài)熱工計算實例

4.1概述

4.2系統(tǒng)及設(shè)備數(shù)學物理模型

4.2.1反應(yīng)堆數(shù)學物理模型

4.2.2蒸汽發(fā)生器數(shù)學物理模型

4.2.3穩(wěn)壓器數(shù)學物理模型

4.3主循環(huán)泵模型

4.3.1主循環(huán)泵及四象限特性

4.3.2主循環(huán)泵狀態(tài)選擇

4.3.3環(huán)路冷卻劑流量模型

4.4非能動應(yīng)急堆芯余熱排出系統(tǒng)模型

4.5管道與腔室數(shù)學物理模型

4.6控制系統(tǒng)模型

4.6.1反應(yīng)堆功率控制系統(tǒng)模型

4.6.2反應(yīng)堆短周期保護

4.6.3穩(wěn)壓器控制系統(tǒng)模型

4.6.4蒸汽發(fā)生器的控制系統(tǒng)模型

4.7輔助模型

4.8仿真系統(tǒng)簡介

4.9MITARS程序

4.9.1MITARS程序的編制

4.9.2MITARS程序的驗證及應(yīng)用

4.10MITARS的后續(xù)開發(fā)

4.10.1MITARSSyTar軟件的編制

4.10.2MITARSSyTar 軟件的功能簡介

4.10.3MITARSSyTar軟件的界面簡介

4.11穩(wěn)態(tài)自然循環(huán)和程序MISARS

4.11.1MISARS程序的編制

4.11.2MISARS程序的應(yīng)用

參考文獻

第5章兩相流數(shù)值分析技術(shù)和商用程序簡介

5.1兩相流基本方程的閉合

5.2數(shù)值解法簡介

5.3程序的輸入、輸出要求

5.4典型的程序結(jié)構(gòu)

5.5當前開發(fā)的有關(guān)程序簡介

5.5.1TRAC程序

5.5.2RELAP5程序

5.5.3RETRAN程序

5.5.4CATHARE程序

5.5.5COBRATRAC程序

5.5.6PHOENICS程序

5.5.7嚴重事故分析程序

5.5.8TEXASⅥ蒸汽爆炸分析程序

5.5.9其他程序

參考文獻

第6章關(guān)鍵熱工水力現(xiàn)象的基本模型

6.1臨界流

6.1.1臨界流的定義

6.1.2單相臨界流

6.1.3兩相臨界流

6.1.4過熱蒸汽臨界流

6.2兩相流動不穩(wěn)定性

6.2.1兩相流動不穩(wěn)定性的分類

6.2.2兩相流動不穩(wěn)定性的判別準則

6.3超臨界條件下流動不穩(wěn)定性

參考文獻

第7章新方法在反應(yīng)堆熱工水力數(shù)值模擬方面的應(yīng)用

7.1小波分析、人工神經(jīng)網(wǎng)絡(luò)及遺傳算法的應(yīng)用

7.1.1小波分析

7.1.2人工神經(jīng)網(wǎng)絡(luò)

7.1.3遺傳算法

7.1.4遺傳神經(jīng)網(wǎng)絡(luò)

7.1.5小波神經(jīng)網(wǎng)絡(luò)

7.2粒子法及其應(yīng)用

7.2.1粒子法的提出

7.2.2移動粒子半隱式（MPS）方法

7.2.3MPS方法的應(yīng)用舉例

7.3核動力系統(tǒng)多尺度耦合的數(shù)值模擬計算

7.3.1多尺度模擬方法簡介

7.3.2國內(nèi)外研究現(xiàn)狀

7.3.3物理熱工耦合

7.3.4熱工水力多尺度耦合

參考文獻

第8章先進反應(yīng)堆系統(tǒng)及其熱工水力分析

8.1超臨界水冷堆

8.1.1超臨界水冷堆概況

8.1.2超臨界水冷堆研究歷史及現(xiàn)狀

8.1.3超臨界水冷堆的熱工設(shè)計及安全分析

8.2鈉冷快堆

8.2.1鈉冷快堆概況

8.2.2鈉冷快堆研究歷史及現(xiàn)狀

8.2.3鈉冷快堆熱工水力分析研究

8.3熔鹽堆

8.3.1熔鹽堆概況

8.3.2熔鹽堆的研究歷史及現(xiàn)狀

8.3.3熔鹽堆堆芯物理熱工耦合及安全特性研究

8.4鉛鉍快堆

8.4.1鉛鉍快堆概況

8.4.2鉛鉍快堆研究歷史及現(xiàn)狀

8.4.3鉛鉍快堆熱工水力分析及設(shè)計

8.5行波堆

8.5.1行波堆概況

8.5.2行波堆研究歷史及現(xiàn)狀

8.5.3鈉冷行波堆熱工水力設(shè)計及安全分析

8.6球床式水冷堆

8.6.1球床式水冷堆簡介

8.6.2球床式水冷堆的熱工水力模型

8.6.3球床式水冷堆熱工水力分析

8.6.4球床堆燃料堆積床CFD模擬

8.7磁約束核聚變關(guān)鍵能量轉(zhuǎn)換部件——實驗包層

8.7.1ITER計劃和實驗包層概況

8.7.2氦冷固態(tài)陶瓷氚增殖劑實驗包層概念（HCSB TBM）

8.7.3液態(tài)金屬氚增殖劑實驗包層概念（DFLLTBM）

8.7.4聚變裂變混合堆實驗包層概念設(shè)計

8.8磁流體流動的數(shù)值計算

8.8.1磁流體流動的迎風無網(wǎng)格配點法

8.8.2數(shù)值求解

參考文獻

第9章運動條件下核動力裝置的熱工水力特性

9.1運動條件下的運動條件附加力

9.1.1非慣性系動量方程[2]

9.1.2典型運動條件附加力模型

9.1.3耦合運動條件下的附加力模型

9.2繞x軸、y軸或z軸擺動對管內(nèi)冷卻劑流動與換熱的影響

9.2.1繞x軸、y軸或z軸擺動對管內(nèi)冷卻劑流動特性的影響

9.2.2繞x軸、y軸或z軸擺動對管內(nèi)冷卻劑傳熱特性的影響

9.3運動條件對反應(yīng)堆系統(tǒng)熱工水力特性的影響

9.3.1繞x軸、y軸或z軸擺動對自然循環(huán)流動不穩(wěn)定性的實驗研究

9.3.2繞x軸、y軸或z軸擺動下自然循環(huán)流動不穩(wěn)定性的非線性分析

9.4運動條件下的臨界熱流密度特征

9.4.1運動條件下臨界熱流密度的修正

9.4.2運動條件下微液層蒸干機理模型

參考文獻

附錄A水及水蒸氣的物性

附錄B重水的物性

附錄C鈉的物性

附錄D其他材料物性

附錄E物性計算的子程序模塊

附錄FAECLUO qCHF表的數(shù)據(jù)2100433B

《核動力裝置用泵》根據(jù)核動力裝置用泵的特點和種類，有選擇、有側(cè)重地編著了本書。在詳細介紹離心泵基本理論的基礎(chǔ)上，介紹了核動力裝置用的一回路主冷卻劑泵、二回路給水泵、凝結(jié)水泵和循環(huán)水泵，并簡要介紹了離心泵之外的其他類型泵的結(jié)構(gòu)和工作原理。

《核動力裝置用泵》可作為高等院校核工程專業(yè)本科生的教材，也可供從事核動力工作的人員使用和參考。