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核反应堆两相流与沸腾传热

核反应堆两相流与沸腾传热

  • 字数: 589
  • 出版社: 西安交大
  • 作者: 田文喜
  • 商品条码: 9787569338508
  • 页数: 364
  • 出版年份: 2024
定价:¥68 销售价:登录后查看价格  ¥{{selectedSku?.salePrice}} 
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精选
内容简介
本教材内容主要包括反应堆热工水力计算的两相流基本模型、两相流型、空泡份额、两相压降、流动不稳定性、临界流和压力波传播、池内沸腾、流动沸腾、临界热流密度、冷凝和核反应堆两相流动换热试验测量原理方法等方面的内容。其中第1章介绍两相流的基本概念、分析方法和宏观物理量。第2~5章主要介绍两相流动分析的基本模型,两相流型、空泡份额和压降的理论模型和试验经验式。第6、7章介绍核反应堆系统两相流动不稳定性及事故工况下的两相临界流机理现象。第8~11章为先进反应堆系统池内沸腾、流动沸腾、临界热流密度和冷凝传热的相关内容。第12章系统地介绍了现有核反应堆系统及关键设备热工水力特性参数的测量原理和方法。
作者简介
男,1979年11月生,工学博士,西安交通大学教授、博士生导师。现任核科学与技术学院院长,陕西省先进核能技术重点实验室主任。国家优秀青年基金获得者、教育部新世纪优秀人才、陕西青年科技奖、霍英东青年教师基金获得者。2007年10月至2009年4月赴日本东京大学从事博士后研究。担任Annals of Nuclear Energy等三个国际期刊编委,《原子能科学技术》编委,全国新堆与研究堆专业委员会委员。主要研究方向先进核反应堆热工水力设计与安全、严重事故及CFD模拟等。主持包括国防973课题、国家自然科学基金、核能重大专项课题、ITER计划合作课题等项目30余项。发表SCI论文110余篇,他引600余次,出版教材和专著3部,获授权发明专利15项、软件著作权10项,获教育部技术发明一等奖1项(3),陕西省科学技术一等奖1项(4),二等奖1项(3),国际会议论文获奖5次,国际会议邀请报告6次。

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