![](https://qn-next.xuetangx.com/15836543183168.jpg)
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、
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。
-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
-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
-- 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
-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
-第6节 核燃料、包壳及其热物性
--2. 包壳材料
-第7节 燃料元件中的温度场分布
--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
--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
-第8节 燃料和冷却剂间的热阻
--2. 总热阻
-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1节 单相流体的流动压降
--3. 摩擦压降
--4. 形阻压降
-第2节 两相流基本参数
--3. 质量含气率
-第3节 流型及空泡份额
-第4节 两相流压降
--2. 压降模型
--4. 两相摩擦压降倍数的确定-Lockhart-Martinelli方法
-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
--2. 失流事故
-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
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。
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。