全新正版现货 轻水堆核电厂严重事故现象学 9787118104677 苏光
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正版新书现货
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作者:
苏光辉[等]著
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出版社:
国防工业出版社
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ISBN:
9787118104677
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出版时间:
2016-10
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版次:
1
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装帧:
平装
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开本:
16开
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纸张:
胶版纸
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页数:
417页
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字数:
99999千字
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作者:
苏光辉[等]著
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出版社:
国防工业出版社
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ISBN:
9787118104677
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出版时间:
2016-10
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纸张:
胶版纸
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页数:
417页
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字数:
99999千字
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定价
￥128.00
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全新
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基本信息
书名:轻水堆核电厂严重事故现象学
定价：128元
作者:苏光辉[等]著
出版社：国防工业出版社
出版日期：2016-10-01
ISBN：9787118104677
字数：525000
页码：417
版次：1
装帧：平装
开本：16开
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液体火箭发动机热防护》
内容提要
本书是一部系统介绍轻水堆核电厂严重事故相关机理及现象学的专著，汇集了作者及其课题组多年来在严重事故领域的研究成果。同时，为了尽可能全面反映国际研究动态，书中也介绍了其他研究者的成果。本书共分为13章，其中：、2章对核电厂严重事故及其历史进行了回顾；第3章至第9章详细介绍了严重事故进程中的各种现象学及相应的理论和实验研究；0、11章对严重事故后的管理和评价方法进行了介绍；2章对国内外严重事故分析程序进行了系统的分析和总结；3章整理给出了核电厂及相关核动力系统严重事故分析过程中需要的各种材料的热物性。本书有助于提高对核电厂严重事故的认识水平，增强对核安全的重视。本书可供核电厂设计和研究单位开展相关工时参考，也可以作为核电厂相关专业研究生课程的教材。
目录
符号表部分缩略词章核电厂严重事故概述参考文献第2章轻水堆核电厂概率安全评价及重大安全事故简介21核电厂概率安全评价2.1.1核电厂安全性两种评价方法的比较2.1.2WASH—14002.1.3概率安全分析的基本概念2.2三哩岛核电厂事故2.2.1三哩岛核电厂简介2.2.2事故过程分析2.2.3事故影响2.3切尔诺贝利核电厂事故2.3.1切尔诺贝利核电厂简介2.3.2事故过程分析2.3.3事故影响2.4福岛核电厂事故2.4.1福岛核电厂简介2.4.2事故过程2.4.3事故影响参考文献第3章事故早期堆芯行为3.1事故早期堆芯应力特性3.1.1国内外研究现状3.1.2燃料元件应力特性分析3.2堆芯再淹没特性3.2.1燃料元件再淹没的物理过程3.2.2再淹没过程传热模型参考文献第4章堆芯氧化和熔化行为4.1堆芯氧化行为4.1.1锆水反应4.1.2不锈钢和水的反应4.1.3B4C在蒸汽中的氧化4.1.4包壳肿胀及破裂4.2堆芯熔化过程4.2.1堆内材料相变4.2.2控制棒及结构材料的熔化和再定位4.2.3燃料棒熔化及再定位4.2.4熔融池中熔融物在下腔室中的再定位4.2.5脆化的堆芯材料在再灌水阶段发生碎裂参考文献第5章堆芯碎片床的形成及冷却5.1堆芯碎片床的形成和分类5.2堆芯碎片床的再淹没5.3堆芯碎片床的冷却5.4热斑形成迁徙和消失过程5.4.1碎片床形成实验5.4.2碎片床蒸汽冷却实验5.4.3碎片床水冷却实验参考文献第6章蒸汽爆炸6.1蒸汽爆炸过程6.1.1粗混合过程6.1.2蒸汽爆炸触发6.1.3传播过程6.1.4膨胀过程6.2蒸汽爆炸理论研究6.2.1蒸汽爆炸程序6.2.2基本数学物理模型6.2.3熔融物凝固模型6.2.4粗混合阶段碎裂模型6.2.5爆炸膨胀阶段碎裂模型6.2.6粗混合阶段带表面凝固层熔融物颗粒的碎裂准则6.2.7爆炸膨胀阶段带表面凝固层熔融物颗粒的碎裂准则6.2.8求解方法及步骤6.3蒸汽爆炸实验计算分析6.3.1蒸汽爆炸实验6.3.2KS—2粗混合阶段计算验证6.3.3KS—2爆炸膨胀阶段计算验证6.4压力容器外部蒸汽爆炸特性分析6.5蒸汽爆炸二维分析计算6.5.1粗混合阶段二维计算分析6.5.2爆炸阶段二维计算分析参考文献第7章堆芯熔融物换热特性及熔融物堆内保持7.1熔融池换热特性7.1.1COPRA实验7.1.2LIVE—L4实验7.1.3LIVE—L4实验快速计算模型7.1.4LIVE—L4实验数值计算模型7.2熔融物堆内保持特性7.2.1熔融池终包络状态7.2.2IVRASA简介7.3压力容器内窄缝通道换热特性7.3.1矩形窄缝换热特性7.3.2球形窄缝换热特性7.3.3环形窄缝换热特性7.4压力容器外部流动换热特性7.4.1水平面朝下加热传热现象7.4.2半球面朝下加热传热现象7.5纳米流体增强IVR特性7.5.1纳米流体流动沸腾气泡动力学7.5.2纳米流体池式沸腾气泡动力学参考文献第8章安全壳内事故过程8.1堆芯熔融物与混凝土反应8.1.1MCCI实验8.1.2MCCI分析程序介绍8.2安全壳直接加热8.2.1安全壳直接加热现象学8.2.2腔室内的现象8.2.3相关法规8.3氢气行为分析8.3.1氢气的产生8.3.2安全壳内氢气分布8.3.3氢气燃烧和爆炸8.3.4氢气缓解措施及管理策略8.3.5氢气爆炸实验参考文献第9章事故源项9.1引言9.2裂变产物总量及变化9.2.1裂变产物的产生9.2.2稳定裂变产物的特性9.2.3放射性裂变产物的特性9.2.4燃料中裂变产物的物理化学状态9.3压力容器内裂变产物释放9.3.1裂变气体释放现象9.3.2裂变产物释放实验项目9.3.3计算模型和程序9.3.4裂变产物释放研究的相关结论和发展要求9.4裂变产物在反应堆主冷却系统中的输运9.4.1物理化学效应9.4.2气溶胶物理动力学的基本过程9.43粒度分布原理9.4.4反应堆主冷却系统内现象的简介9.4.5反应堆主冷却系统的输运模型9.4.6输运模型的发展方向9.5安全壳旁路9.5.1背景9.5.2现象学9.5.3研究现状9.6压力容器外裂变产物的释放9.6.1现象学9.6.2压力容器外的裂变产物／气溶胶释放实验9.6.3模型和程序9.7安全壳内裂变产物的输运9.7.1现象学9.7.2基本过程建模9.7.3缓解措施9.8放射性核素在大气中的扩散机理9.8.1高斯模式9.8.2拉格朗日粒子模式9.9MIDAC剂量模型9.9.1概述9.9.2厂内剂量率计算（点源法）9.9.3厂内剂量率计算（DCF法）9.9.4厂外剂量率计算9.9.5算例分析参考文献……0章严重事故堆芯损伤程度评价1章严重事故管理导则2章严重事故分析软件3章严重事故分析热物性
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序言
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