H. Akimoto – Nuclear Thermal Hydraulics (2016)

1.793 ₽

Автор: H. Akimoto
Название книги: Nuclear Thermal Hydraulics
Формат: PDF
Жанр: Энергетика
Страницы: 464
Качество: Изначально компьютерное, E-book

This volume provides fundamentals of nuclear thermal–hydraulics for reactor design and safety assessment. It also describes the basis for assessing cooling performance of nuclear reactors under accidental conditions. The descriptions in this book are virtually self-contained, beyond the assumption that readers are familiar with the introductory levels of nuclear engineering. This book helps readers understand the processes for nuclear reactor plant design and the most important factors in nuclear thermal-hydraulics.
Contents
Thermodynamics
The First Law of Thermodynamics
Ideal Gas and Steam
Second Law of Thermodynamics
Gas Turbine Cycles and Steam Cycles
Fluid Dynamics
Fundamental Equations of Flow
Bernoulli’s Equation (Mechanics of Ideal Fluids)
Law of Momentum
Hydrodynamics of Viscous Fluid
Laminar Flow and Turbulent Flow (The Similarity Rule)
Pressure Propagation and Critical Flow (Compressible Fluid Flow)
Two-Phase Flow
Flow Oscillations
Heat Transfer
Reactor Heat Production
Heat Conduction
Convective Heat Transfer
Boiling Heat Transfer and Critical Heat Flux
Condensation Heat Transfer
Radiative Heat Transfer
Thermal Hydraulics Inside the Reactor
Reactor Thermal Design

Категории: Электронные книги, Энергетика Метки: Akimoto, Nuclear Thermal Hydraulics

Описание
Отзывы (0)

Описание

Nuclear Thermal Hydraulics (2016) — фундаментальное руководство по теплогидравлике ядерных реакторов, написанное ведущим японским специалистом H. Akimoto. Книга объясняет физические процессы переноса тепла и движения теплоносителя в активной зоне реакторов, от базовых принципов до сложных явлений в режимах нормальной эксплуатации, переходных процессах и аварийных ситуациях.

Автор подробно рассматривает математическое моделирование однофазных и двухфазных течений, кипение, критический тепловой поток, поведение теплоносителя в реакторах PWR, BWR и новых поколений. Особое внимание уделено методам расчёта, верификации моделей и их применению в проектировании и обеспечении безопасности АЭС.

Инженерам-теплогидравликам и специалистам по ядерной безопасности
Студентам и аспирантам профильных технических вузов
Сотрудникам проектных организаций и регуляторов в области атомной энергетики
Исследователям, работающим с кодами CFD и системными теплогидравлическими кодами