核反应堆热工分析

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。

开设学校:重庆大学;学科:工学、

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核反应堆热工分析视频慕课课程简介:

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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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

--核能系统概述

-第2节 各种核反应堆的工作原理和类型

--各种核反应堆的工作原理和类型(一)

--各种核反应堆的工作原理和类型(二)

--各种核反应堆的工作原理和类型(三)

-第3节 基于热工水力影响的电厂总体特征

--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

--堆芯热工性能的关键参数

--核反应堆热工分析的任务和内涵

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

--能量释放的方式及能量沉积

-第2节 堆芯功率分布及影响因素

--1. 堆芯功率分布——均匀裸堆的假设

-- 2. 影响功率分布的因素

-第3节 控制棒和结构材料中的释热

--控制棒和结构材料中的释热

-第4节 停堆释热

--停堆释热

-第5节 燃料元件中的导热微分方程

--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

--1. 核燃料及其物理性质

--2. 包壳材料

--3. 辐照对燃料元件性能的影响

-第7节 燃料元件中的温度场分布

--1. 棒状燃料元件的一般温度分布

--2. 求解考虑轴向功率分布的棒状材料元件的温度场时的假设条件

--3. 考虑轴向功率分布的棒状燃料元件的温度场

--4. 包壳外表面及内表面温度的计算

--5. 燃料芯块表面温度和燃料芯块中心温度的计算、重结构燃料元件的温度分布

--6. 板型燃料元件的温度分布

-第8节 燃料和冷却剂间的热阻

--1. 间隙导热模型

--2. 总热阻

第三章 冷却剂的传热

-第1节 冷却剂传热一般性问题

--冷却剂传热一般性问题

-第2节 单相对流换热

--1. 强迫对流换热

--2. 自然对流传热

-第3节 流动沸腾传热

--1. 流动沸腾换热的相关基本概念

--2. 过冷核态沸腾

--3. 饱和核态沸腾

-第4节 沸腾临界热流密度

--1. 临界热流密度物理机制

--2. CHF计算关联式

-第5节 临界后传热及过渡沸腾传热

--1. 临界后传热及过渡沸腾传热

--2. 临界后传热关联式

第四章 反应堆的水力分析

-第1节 单相流体的流动压降

--1. 单相流动压降组成

--2. 提升压降和加速压降

--3. 摩擦压降

--4. 形阻压降

--5. 燃料棒束通道的流动压降

--6. 气体冷却剂的压降

-第2节 两相流基本参数

--1. 相及两相流的基本概念

--2. 两相流的流量和流速

--3. 质量含气率

--4. 空泡份额和滑速比

--5. 真实密度和流动密度

-第3节 流型及空泡份额

--1. 两相流流型分类

--2. 液泛和流动反转

--3. 两相流流型图

--4. 流型转变的物理机制

--5. 空泡份额的确定

-第4节 两相流压降

--1. 两相流压降梯度和压降组成

--2. 压降模型

--3. 分相流压降模型

--4. 两相摩擦压降倍数的确定-Lockhart-Martinelli方法

--5. Martinelli-Nelson方法

--6. 两相局部压降

--7. 一回路内的流动压降

-第5节 流动回路和自然循环

--1. 自然循环及回路流动方程

--2. 单相稳态自然循环

--3. 两相稳态自然循环

-第6节 临界流和冷却剂的喷放

--1. 临界流概念及单相流体的临界流

--2. 长通道中的两相临界流

--3. 短通道中的两相临界流

-第7节 流动不稳定性

--1. 流动不稳定性的分类

--2. 静力学流动不稳定性

--3. 动力学不稳定性

-第8节 反应堆水力分析

--1. 堆芯冷却剂流量分配

--2. 单通道中的流动

--3. 联箱相连的加热闭式多通道中的流动

--4. 开式加热多通道中的流动

第五章 堆芯稳态热工分析

-第1节 核反应堆分析方法

--1. 核反应堆热工分析方法概述

--2. 一维两相流动基本方程

--3. 两相流动基本现象及两相流压降

--4. 热工设计任务及准则

-第2节 堆芯的流量分配

--1. 堆芯流量分配不均的原因

--2. 闭式通道间的流量分配

--3. 开式通道间的流量分配

-第3节 热点因子和热管因子

--1. 热管因子和热点因子

--2. 工程因子计算及降低因子的途径

-第4节 单通道模型的堆芯稳态热工分析

--1. 最小临界热流密度比

--2. 核反应堆热工参数选择

--3. 核电厂一回路和二回路热工参数间的关系

--4. 基于单通道模型的热工设计一般步骤和方法

-第5节 子通道分析方法

--1. 子通道分析方法及子通道划分

--2. 子通道模型分析思路

第六章 堆芯瞬态热工分析

-第1节 堆芯瞬态分析的任务

--堆芯瞬态分析的任务

-第2节 反应堆的控制与保护

--1. 反应堆的控制与保护

--2. 反应堆专设安全系统

--3. 电厂运行极限参数

-第3节 典型核电厂设计基准事故

--1. 负荷丧失瞬态

--2. 失流事故

-第4节 反应堆冷却剂丧失事故

--1. 冷却剂丧失事故分类

--2. 不同尺寸的小破口失水事故后的工况

--3. 破口位置的影响以及自然循环的作用

--4. 大破口事故后的工况概述以及喷放阶段

--5. 大破口事故的再灌水和再淹没阶段

-第5节 瞬态分析两相流数学模型介绍

--两相流数学模型介绍

核反应堆热工分析开设学校:重庆大学

核反应堆热工分析授课教师:

潘良明-教授-重庆大学-

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-

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。

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