核反应堆热工分析

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核反应堆热工分析课程简介：

本课程是核工程类专业的核心课程，涉及到堆物理、传热、热力学、材料和流体力学。包括燃料释热、热传导及其影响，对流传热及压降；两相流条件下的传热、临界流、流动不稳定性及控制；在核反应堆设计中所遵循的程序和相关的热工设计限值；核反应堆在瞬态中可能会发生的现象，典型的事故工况时的事故序列和进程及影响因素。

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核反应堆热工分析课程目录：

第一章 动力堆的热工水力特征和设计准则

--第1节 核能概述

--第2节 各种核反应堆的工作原理和类型

--第3节 基于热工水力影响的电厂总体特征

--第4节 堆芯热工性能的关键参数

第二章 反应堆释热和燃料元件的热工分析

--第1节 核裂变能量释放及其分布

--第2节 堆芯功率分布及影响因素

--第3节 控制棒和结构材料中的释热

--第4节 停堆释热

--第5节 燃料元件中的导热微分方程

--第6节 核燃料、包壳及其热物性

--第7节 燃料元件中的温度场分布

--第8节 燃料和冷却剂间的热阻

第三章 冷却剂的传热

--第1节 冷却剂传热一般性问题

--第2节 单相对流换热

--第3节 流动沸腾传热

--第4节 沸腾临界热流密度

--第5节 临界后传热及过渡沸腾传热

第四章 反应堆的水力分析

--第1节 单相流体的流动压降

--第2节 两相流基本参数

--第3节 流型及空泡份额

--第4节 两相流压降

--第5节 流动回路和自然循环

--第6节 临界流和冷却剂的喷放

--第7节 流动不稳定性

--第8节 反应堆水力分析

第五章 堆芯稳态热工分析

--第1节 核反应堆分析方法

--第2节 堆芯的流量分配

--第3节 热点因子和热管因子

--第4节 单通道模型的堆芯稳态热工分析

--第5节 子通道分析方法

第六章 堆芯瞬态热工分析

--第1节 堆芯瞬态分析的任务

--第2节 反应堆的控制与保护

--第3节 典型核电厂设计基准事故

--第4节 反应堆冷却剂丧失事故

--第5节 瞬态分析两相流数学模型介绍

核反应堆热工分析授课教师：

潘良明-教授-重庆大学-能源与动力工程学院

潘良明，博士，重庆大学能源与动力工程学院教授，博士生导师，核科学与技术重庆市一级重点学科学术带头人。长期从事反应堆热工水力及安全分析、两相流等方面研究工作；曾在美国威斯康辛大学及普渡大学访问研究。 作为课题负责人承担了“973”项目课题3项，国家重点研发计划（课题）1项，国家自然科学基金项目3项等多个国家级项目。发表论文130余篇，包括在国际杂志发表论文70余篇，已被SCI/EI收录100余篇。获教育部2004年科技进步奖一等奖等奖项2个。曾任全国动力工程领域工程硕士协作组组长，全国工程硕士培养质量研究组成员。现为教育部核工程类教学指导委员会委员，核反应堆热工水力技术实验室学术委员等，担任NURETH、ICONE等多个国际会议的TPC主席、Track主席等。是中国核学会船用核动力分会、工程力学分会理事、四川省核学会常务理事。

陈德奇-副教授-重庆大学-能源与动力工程学院

2004年于重庆大学动力工程学院热能与动力工程专业本科毕业；并于2010年6月博士毕业并被授予博士学位。目前研究领域涉及核反应堆热工水力及安全、航空发动机气动热力、工程热物理；包括沸腾相变、两相流动、强化传热及热管理、复杂结构及湍流流动等方面的研究。相关研究得到了多个重要项目支持，包括国防工业国家重大基础研究计划（课题）、国家自然科学基金、重庆市自然科学基金、博士后基金、教育部高等学校博士学科点科研基金等等；以及多项来自中国核动力研究设计院、中核核反应堆热工水力技术重点实验室、北京动力机械研究所（航天三院）等重要研究院所的项目支持。相关研究成果发表在国内外本领域的重要学术期刊（如:《International Journal of Heat and Mass Transfer》、《Energy》、《Applied Thermal Engineering》、《Nuclear Engineering and Design》等）。同时也是本领域多个国际学术期刊的审稿人。