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 ...
《核反应堆热工水力学基础》是2020年重庆大学出版社出版的图书。内容简介 核反应堆是一个将可控的核反应所产生的热量引出做功，或者直接利用其热能实现其他用途的系统。该过程涉及燃料元件内的导热过程、冷却剂中包括沸腾在内的对流传热过程，以及与之相关流动过程的压降特性等问题。《核反应堆热工水力学基础（慕课版）...
核动力舰船星际航行能源供应可持续发展管理系统尖端科技能量来源核反应堆核能系统在能源供应问题中,还涉及诸如核动力舰船,空间推进动力和电源等尖端科技问题,这些是国家安全的基石,这些问题关乎我们人类的可持续发展.而在未来的深空探索和星际航行中,核能是唯一可能的能量来源.在这些核能系统构成中,如何管理系统的热量是一...
核反应堆热工水力学之气(汽)—液逆向流动 5.8气（汽）—液逆向流动 5.8.1气（汽）—液逆向流动现象气（汽）相和液相的流动方向相反的两相流叫气(汽）液逆向流动。例 如，在压水堆一回路管道发生大破口失水事故过程中，应急冷却水注向压力容器下行通道（Downcomer）时，会与从堆芯及下腔室冒出来的蒸汽相遇...
核反应堆热工水力学—堆芯稳态热工水力设计.ppt,2.热通道的CHFR(或DNBR)沿轴向分布 算得了热通道内冷却剂的质量流密度和焓的分布之后,就可按式(6-1)计算热通道内CHFR的分布。燃料元件释热沿轴向分布不均匀(该分布近似于余弦状),而冷却剂比焓又沿轴向逐渐升高,由
核反应堆热工水力学—两相流基本方程和压降计算 5.6两相流基本方程和压降计算 5.6.1基本方程 对气（汽）－液两相流动简化的一维分析，可通过考察图5－24所示系统来进行。流道与水平方向夹角 为，流道截面上两相介 质各自的流动特性参量取平均值，在两相界面上有质量和动量的传递，即有蒸发或冷凝，在任何流通截面...
核反应堆热工水力学—核燃料、包壳材料、冷却剂及其热物性.ppt,目前设计中所采用的 的熔点,通常取值为 ℃ 燃耗每加深 10000兆瓦日/吨铀,其熔点下降 ℃。 1.4 辐照(或燃耗)对热物性的影响 燃耗表示装在堆芯内每单位质量的燃料在换料之前一共发出多少能量,一般以铀燃耗兆
压水堆操纵员基础理论培训——《核反应堆热工水力学》第3章反应堆传热 授课人：• 主要内容要点 •1)3.1反应堆内热量的传输过程 •2)3.2固体内的导热微分方程 •3)3.3单相对流传热 •4)3.4沸腾传热 •2 3.1反应堆内热量的传输过程 ➢堆内热量的输送过程 燃料元件的导热（包括燃料、间隙和包...
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