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核反应堆热工水力学 = Nuclear reactor thermal hydraulics by 郝老迷编著, 郝老迷, author is a book available to read on EtoBox.

What is 核反应堆热工水力学 = Nuclear reactor thermal hydraulics about?

1 (p1): 第1章 核燃料、包壳材料、冷却剂及其热物性 1 (p1-1): 1.1 核燃料 1 (p1-2): 1.2 对核燃料、包壳材料及冷却剂的一般要求 1 (p1-2-1): 1.2.1 核燃料 2 (p1-2-2): 1.2.2 包壳材料 3 (p1-2-3): 1.2.3 冷却剂 3 (p1-3): 1.3 核燃料、包壳材料和冷却剂的热物性 3 (p1-3-1): 1.3.1 二氧化铀燃料的热物性 6 (p1-3-2): 1.3.2 包壳和某些结构材料的主要热物性 8 (p1-3-3): 1.3.3 膨胀系数 8 (p1-3-4): 1.3.4 水和水蒸气的热物性 8 (p1-4): 1.4 辐照(或燃耗)对热物性的影响 8 (p1-4-1): 1.4.1 辐照(或燃耗)对二氧化铀熔点的影响 9 (p1-4-2): 1.4.2 辐照(或燃耗)对二氧化铀热导率的影响 9 (p1-4-3): 1.4.3 辐照(或燃耗)对燃料芯块肿胀的影响 9 (p1-5): 复习题 10 (p2): 第2章 反应堆内的释热 10 (p2-1): 2.1 核裂变产生的能量及其在堆芯内的分布 10 (p2-1-1): 2.1.1 反应堆的热源 11 (p2-1-2): 2.1.2 堆芯体积释热率 11 (p2-1-3): 2.1.3 堆芯和燃料元件的功率度量表示法 13 (p2-1-4): 2.1.4 堆芯内释热率的分布 14 (p2-1-5): 2.1.5 影响堆芯功率分布的因素 17 (p2-2): 2.2 核热通道(热管)因子 18 (p2-3): 2.3 燃料棒和堆芯释热计算 18 (p2-3-1): 2.3.1 单根燃料棒的释热计算 19 (p2-3-2): 2.3.2 非均匀堆芯的总释热 20 (p2-4): 2.4 结构材料、慢化剂和压力容器的释热 20 (p2-4-1): 2.4.1 堆芯结构材料内的γ释热 20 (p2-4-2): 2.4.2 慢化剂的释热 21 (p2-4-3): 2.4.3 压力容器或厚壁构件的γ释热 21 (p2-5): 2.5 停堆后的释热及其冷却 22 (p2-5-1): 2.5.1 停堆后的释热功率 22 (p2-5-2): 2.5.2 停堆后的冷却 23 (p2-6): 复习题 25 (p3): 第3章 反应堆传热 25 (p3-1): 3.1 反应堆内热量的传输过程 25 (p3-1-1): 3.1.1 燃料元件的导热 25 (p3-1-2): 3.1.2 包壳外表面与冷却剂之间的传热 26 (p3-1-3): 3.1.3 冷却剂的输热 27 (p3-2): 3.2 固体内的导热微分方程 28 (p3-2-1): 3.2.1 直角坐标系中的热传导方程 28 (p3-2-2): 3.2.2 圆柱坐标系中的热传导方程 29

Author

郝老迷编著, 郝老迷, author

Publisher

北京:原子能出版社

Published

2010

Language

ZH

ISBN

9787502247652