ورود به حساب

نام کاربری گذرواژه

گذرواژه را فراموش کردید؟ کلیک کنید

حساب کاربری ندارید؟ ساخت حساب

ساخت حساب کاربری

نام نام کاربری ایمیل شماره موبایل گذرواژه

برای ارتباط با ما می توانید از طریق شماره موبایل زیر از طریق تماس و پیامک با ما در ارتباط باشید


09117307688
09117179751

در صورت عدم پاسخ گویی از طریق پیامک با پشتیبان در ارتباط باشید

دسترسی نامحدود

برای کاربرانی که ثبت نام کرده اند

ضمانت بازگشت وجه

درصورت عدم همخوانی توضیحات با کتاب

پشتیبانی

از ساعت 7 صبح تا 10 شب

دانلود کتاب Nuclear reactor physics and engineering

دانلود کتاب فیزیک و مهندسی راکتور هسته ای

Nuclear reactor physics and engineering

مشخصات کتاب

Nuclear reactor physics and engineering

ویرایش:  
نویسندگان:   
سری:  
ISBN (شابک) : 9781119582281, 1119582342 
ناشر: John Wiley & Sons 
سال نشر: 2020 
تعداد صفحات: 658 
زبان: English 
فرمت فایل : PDF (درصورت درخواست کاربر به PDF، EPUB یا AZW3 تبدیل می شود) 
حجم فایل: 35 مگابایت 

قیمت کتاب (تومان) : 41,000



کلمات کلیدی مربوط به کتاب فیزیک و مهندسی راکتور هسته ای: مهندسی هسته ای، راکتورهای هسته ای، فناوری و مهندسی / منابع انرژی / هسته ای، کتاب های الکترونیک، کتاب های درسی، مهندسی هسته ای -- کتاب های درسی، راکتورهای هسته ای -- کتاب های درسی



ثبت امتیاز به این کتاب

میانگین امتیاز به این کتاب :
       تعداد امتیاز دهندگان : 19


در صورت تبدیل فایل کتاب Nuclear reactor physics and engineering به فرمت های PDF، EPUB، AZW3، MOBI و یا DJVU می توانید به پشتیبان اطلاع دهید تا فایل مورد نظر را تبدیل نمایند.

توجه داشته باشید کتاب فیزیک و مهندسی راکتور هسته ای نسخه زبان اصلی می باشد و کتاب ترجمه شده به فارسی نمی باشد. وبسایت اینترنشنال لایبرری ارائه دهنده کتاب های زبان اصلی می باشد و هیچ گونه کتاب ترجمه شده یا نوشته شده به فارسی را ارائه نمی دهد.


توضیحاتی در مورد کتاب فیزیک و مهندسی راکتور هسته ای

جلد -- صفحه عنوان -- حق چاپ -- مطالب -- پیشگفتار -- مجوزها و حق چاپ -- فهرست جداول -- فهرست شکلها -- فصل 1 نیروگاههای هسته ای -- 1.1 تاریخچه و وضعیت فعلی نیروگاههای هسته ای -- 1.2 ویژگی های اساسی نیروگاه های هسته ای -- 1.3 سیستم های راکتور آب تحت فشار -- 1.4 سیستم های راکتور آب جوش -- 1.5 طرح های راکتور پیشرفته -- مراجع -- مسائل -- فصل 2 واکنش نوترون-هسته و مقطع نوترون -- 2.1 نوترون-هسته احتمال واکنش و مقطع نوترون -- 2.2 مکانیسم‌های برهمکنش نوترون-هسته؛ \"این کتاب برای معرفی دانشجویان کارشناسی و کارشناسی ارشد مهندسی هسته‌ای و همچنین مهندسان شاغل با مفاهیم اولیه فیزیک راکتور هسته‌ای و کاربردهای آن تهیه شده است. مفاهیمی برای تجزیه و تحلیل، طراحی، کنترل و بهره برداری از راکتورهای هسته ای. مفاهیم اساسی مورد بحث قرار می گیرند و فرمول های ریاضی مرتبط با این درک ارائه می شوند که خواننده دارای پیشینه محکم در معادلات دیفرانسیل و جبر خطی است. تمرکز بر استفاده از نظریه انتشار نوترون، با حداقل استفاده از معادله انتقال نوترون، برای توسعه تکنیک‌هایی برای فیزیک شبکه و مطالعات سیستم راکتور جهانی قرار گرفته است. هنگامی که از معادله انتقال نوترون استفاده می شود، تلاش می شود تا با اشکال یک بعدی معادله بولتزمن و چند جمله ای لژاندر، بدون فراخوانی معادله سه بعدی بولتزمن و هارمونیک های کروی باقی بمانند. پیشرفت های اخیر در الگوریتم های عددی، از جمله روش زیرفضای کریلوف، برای حل کارآمد معادلات ماتریس بزرگ به عنوان بخشی از الگوریتم های حل عددی برای معادله انتشار نوترون مورد بحث قرار گرفته است.


توضیحاتی درمورد کتاب به خارجی

Cover -- Title Page -- Copyright -- Contents -- Preface -- Permissions and Copyrights -- List of Tables -- List of Figures -- Chapter 1 Nuclear Power Plants -- 1.1 History and Current Status of Nuclear Power Plants -- 1.2 Basic Features of Nuclear Power Plants -- 1.3 Pressurized Water Reactor Systems -- 1.4 Boiling Water Reactor Systems -- 1.5 Advanced Reactor Designs -- References -- Problems -- Chapter 2 Neutron-nucleus Reaction and Neutron Cross Section -- 2.1 Neutron-nucleus Reaction Probability and Neutron Cross Section -- 2.2 Mechanisms of Neutron-nucleus Interaction;"The book has been developed to introduce undergraduate and graduate students in nuclear engineering, as well as practicing engineers, to basic concepts of nuclear reactor physics and applications of the concepts to the analysis, design, control, and operation of nuclear reactors. The basic concepts are discussed and the associated mathematical formulations presented with the understanding that the reader has solid background in differential equations and linear algebra. A focus has been placed on the use of neutron diffusion theory, with a minimum use of the neutron transport equation, for the development of techniques for lattice physics and global reactor system studies. When the neutron transport equation is used, effort is made to stay with onedimensional forms of the Boltzmann equation and Legendre polynomials, without invoking the fullblown threedimensional Boltzmann equation and spherical harmonics. Recent developments in numerical algorithms, including the Krylov subspace method, for efficient solution of large matrix equations have been discussed as part of the numerical solution algorithms for the neutron diffusion equation"--



فهرست مطالب

Cover......Page 1
Title Page......Page 5
Copyright......Page 6
Contents......Page 7
Preface......Page 16
Permissions and Copyrights......Page 18
List of Tables......Page 20
List of Figures......Page 21
Chapter 1 Nuclear Power Plants......Page 27
1.1 History and Current Status of Nuclear Power Plants......Page 28
1.2 Basic Features of Nuclear Power Plants......Page 29
1.3 Pressurized Water Reactor Systems......Page 31
1.4 Boiling Water Reactor Systems......Page 37
1.5 Advanced Reactor Designs......Page 43
References......Page 50
Problems......Page 51
Chapter 2 Neutron-nucleus Reaction and Neutron Cross Section......Page 53
2.1 Neutron-nucleus Reaction Probability and Neutron Cross Section......Page 54
2.2 Mechanisms of Neutron-nucleus Interaction......Page 55
2.3 Nuclear Fission Process......Page 58
2.4 Two-body Collision Mechanics and Center-of-mass System......Page 63
2.5 Single-Level Breit-Wigner Formula for Resonance Reaction......Page 68
2.6 Differential Scattering Cross Section and Scattering Kernel......Page 71
2.6.1 Differential Microscopic Scattering Cross Section......Page 72
2.6.2 Scattering Kernel for Isotropic Scattering in CM Frame......Page 73
2.7 Further Remarks on Neutron Cross Section......Page 75
References......Page 80
Problems......Page 81
Chapter 3 Neutron Flux......Page 85
3.1 Neutron Flux and Current......Page 86
3.2 Rate of Neutron-Nucleus Interaction......Page 92
3.3 Neutron Energy Distribution and Effective Thermal Cross Section......Page 95
3.4 Application to a -Absorber......Page 99
Problems......Page 100
Chapter 4 Derivation of the Neutron Diffusion Equation......Page 103
4.1 Basic Assumptions for Neutron Balance Statement......Page 104
4.2 Neutron Balance Equation......Page 105
4.3 Neutron Source Term......Page 109
4.4 Fick\'s Law of Neutron Current......Page 110
4.5 Neutron Transport Equation and p1 Approximation......Page 114
4.6 Remarks on Diffusion Coefficient......Page 118
4.8 One-Group Neutron Diffusion Equation......Page 120
References......Page 122
Problems......Page 123
Chapter 5 Applications of the One-Group Neutron Diffusion Equation......Page 125
5.1 Boundary Conditions for Diffusion Equation......Page 126
5.2.1 Flux in Non-multiplying Media with Localized Sources......Page 130
5.2.2 Flux in Non-multiplying Media with Distributed Sources......Page 138
5.3 Neutron Flux in Multiplying Medium and Criticality Condition......Page 141
5.3.1 Criticality and Buckling......Page 142
5.3.2 Effective Multiplication Factor......Page 143
5.3.3 Eigenfunctions of Diffusion Equation and Buckling......Page 145
5.4 Four- and Six-Factor Formulas for Multiplication Factor......Page 150
References......Page 152
Problems......Page 153
Chapter 6 Numerical Solution of the Neutron Diffusion Equation......Page 157
6.1 Finite Difference Form of Diffusion Equation......Page 158
6.2 Flux Solution Algorithm: Inner Iteration......Page 162
6.3 Boundary Conditions for Difference Equation......Page 164
6.4 Source or Outer Iteration......Page 166
6.5 Relative Power Distribution and Overall Flow Chart......Page 169
6.6 Single-Channel Flux Synthesis......Page 171
6.7.1 Two-Dimensional Matrix Formulation......Page 175
6.7.2 Three-Dimensional Formulation......Page 177
6.7.3 Convergence Properties of Matrix Iteration Schemes......Page 180
6.8.1 Nodal Expansion Method......Page 181
6.8.2 Pin-Power Reconstruction Algorithm......Page 183
6.9 Krylov Subspace Method as a Diffusion Equation Solver......Page 184
References......Page 188
Problems......Page 189
Chapter 7 Applications of the Two-Group Neutron Diffusion Equation......Page 191
7.1 Derivation of Multi-Group Neutron Diffusion Equation......Page 192
7.2 Steady-State Multi-Group Diffusion Equation......Page 196
7.3 Two-Group Form of Effective Multiplication Factor......Page 198
7.4 General Two-Group Diffusion Analysis......Page 202
Problems......Page 204
Chapter 8 Nuclear Reactor Kinetics......Page 207
8.1.1 Representation of Delayed Neutron Production......Page 208
8.1.2 Point Kinetics Approximation......Page 210
8.1.3 One-Group Delayed Neutron Model......Page 212
8.2.1 Step Insertion of Reactivity......Page 213
8.2.2 Prompt Jump or Zero-Lifetime Approximation......Page 216
8.2.3 Inhour Equation......Page 218
8.2.4 Linearized Kinetics Equation and Transfer Function......Page 221
8.2.5 Infinite Delayed Approximation......Page 223
8.3 State Space Representation of Point Kinetics Equation......Page 224
8.4 Point Kinetics Equation with Feedback......Page 227
8.4.1 The Ergen-Weinberg Model......Page 228
8.4.2 The Nordheim-Fuchs Model......Page 231
8.5 Reactivity Measurements......Page 233
8.6 System Stability Analysis......Page 236
8.7 Point Reactor and Space-Dependent Reactor Kinetics......Page 239
References......Page 241
Problems......Page 242
Chapter 9 Fast Neutron Spectrum Calculation......Page 245
9.1 Neutron Balance Equation and Slowing Down Density......Page 247
9.2 Elastic Scattering and Lethargy Variable......Page 250
9.3.1 Slowing Down in the First Collision Interval......Page 253
9.3.2 Slowing Down below the First Collision Interval......Page 257
9.4.1 Effective Resonance Integral......Page 262
9.4.2 Energy Self-Shielding Factor......Page 264
9.4.3 Wide Resonance Approximation......Page 265
9.4.4 Probability Table or Subgroup Method......Page 266
9.5.1 Qualitative Description of Doppler Broadening......Page 269
9.5.2 Analytical Treatment of Doppler Broadening......Page 270
9.6 Fermi Age Theory......Page 274
9.7 Comments on Lattice Physics Analysis......Page 278
References......Page 279
Problems......Page 280
Chapter 10 Perturbation Theory and Adjoint Flux......Page 281
10.1 Operator Notation for Neutron Diffusion Equation......Page 282
10.2 Adjoint Operator and Adjoint Flux......Page 283
10.3 First-Order Perturbation Theory......Page 285
10.4 Adjoint Flux for Control Rod Worth Calculation......Page 287
10.5 Adjoint Flux for Variational Formulation......Page 289
10.6 Adjoint Flux for Detector Response Calculation......Page 290
10.7 Adjoint Formulation for Flux Perturbation Calculation......Page 292
10.8 Concluding Remarks on Adjoint Flux......Page 295
Problems......Page 296
Chapter 11 Lattice Physics Analysis of Heterogeneous Cores......Page 299
11.1 Material Heterogeneity and Flux Distribution in Unit Cell......Page 301
11.2 Neutronic Advantages of Fuel Lumping......Page 303
11.3 Diffusion Theory Model for Thermal Utilization......Page 307
11.4 Improved Method for Thermal Disadvantage Factor......Page 312
11.4.2 Amouyal-Benoist-Horowitz Method......Page 313
11.5.1 Spatial Self Shielding for Heterogeneous Unit Cell......Page 317
11.5.2 Engineering Approaches for Resonance Integral......Page 321
11.5.3 Implementation in the CPM-3 Code......Page 325
11.6.1 Wigner-Wilkins Model......Page 326
11.6.2 Qualitative Behavior of Thermal Neutron Spectrum......Page 327
11.7 Integral Transport Methods......Page 329
11.8 B1 Formulation for Spectrum Calculation......Page 332
11.8.1 Basic Structure of B1 Formulation......Page 333
11.8.2 Numerical Solution of B1 Equations......Page 335
11.9.1 Bondarenko Formulation for Self-Shielding Factor......Page 338
11.9.3 ERANOS System......Page 340
11.11 Overall Reactor Physics Analysis......Page 341
References......Page 343
Problems......Page 345
Chapter 12 Nuclear Fuel Cycle Analysis and Management......Page 349
12.1 Nuclear Fuel Management......Page 350
12.2 Key Nuclide Chains for Nuclear Fuel Cycle......Page 353
12.3.1 Fuel Depletion Equation......Page 356
12.3.2 Solution of Pointwise Depletion Equation......Page 357
12.3.3 Fuel Depletion Equation in Global MGD Calculation......Page 359
12.3.4 Simple Model for Fuel Burnup Estimation......Page 362
12.4 Equilibrium Cycle and Mass Balance......Page 363
12.4.1 Nuclide Balance Statement......Page 364
12.4.2 Material Flow Sheet......Page 365
12.4.3 REBUS Equilibrium Inventory Calculation......Page 367
12.5.1 Reactivity-Based Instant Cycling Method......Page 369
12.5.2 Application of Instant Cycling Method......Page 370
12.6 Fission Product Xenon Buildup......Page 375
12.6.1 Mechanism for 135Xe Production and Balance Equation......Page 376
12.6.2 Time-Domain Solution of Xe-I Balance Equation......Page 377
12.6.3 Effect of Samarium Buildup......Page 380
12.7.1 Reactivity Variation over Fuel Cycle......Page 381
12.7.2 Thermal-Hydraulic Feedback and Power Distribution......Page 382
12.7.3 Control Requirements for Light Water Reactor......Page 383
12.7.4 Power Distribution Control......Page 385
12.8.1 Classification of Radioactive Waste......Page 386
12.8.2 Characteristics of Radioactive Waste......Page 388
12.8.3 Status of Used Nuclear Fuel Inventory......Page 390
12.8.4 Partition and Transmutation of Waste......Page 391
References......Page 394
Problems......Page 397
Chapter 13 Thermal-Hydraulic Analysis of Reactor Systems......Page 399
13.1.1 Fourier’s Law of Heat Conduction......Page 401
13.1.2 Newton’s Law of Viscosity......Page 402
13.1.3 Newton’s Law of Cooling......Page 403
13.2.1 Equation of Continuity......Page 404
13.2.2 Equation of Motion and Navier-Stokes Equation......Page 405
13.2.3 Equations of Energy Conservation......Page 407
13.2.4 Comments on Fluid Conservation Equations......Page 411
13.3 Simple Solutions of Fluid Conservation Equations......Page 0
13.3.1 Heat Conduction in Cylindrical Fuel Rod......Page 419
13.3.2 Heat Conduction through Composite Wall......Page 421
13.3.3 Forced Convection in Laminar Flow......Page 424
13.3.4 Velocity Distribution in Turbulent Flow......Page 427
13.3.5 Friction Factor and Hydraulic Diameter......Page 429
13.4.2 Equation of Motion and Pressure Drop......Page 430
13.5 Axial Temperature Distribution in Reactor Core......Page 432
13.5.1 Power Distribution and Heat Flux in Reactor Core......Page 433
13.5.2 Axial Temperature Profile in PWR Core......Page 435
13.5.3 Axial Temperature Profile in BWR Core......Page 437
13.5.4 Hot Channel Factors......Page 439
13.6 Boiling Heat Transfer and Two-Phase Flow......Page 442
13.6.1 Pool Boiling Regimes......Page 443
13.6.2 Flow Boiling Regimes and Two-Phase Flow Patterns......Page 444
13.6.3 Homogeneous Equilibrium Flow Model......Page 446
13.6.4 Slip Flow Model......Page 447
13.6.5 Drift Flux Model......Page 454
13.7 Thermal Hydraulic Limitations and Power Capability......Page 456
13.7.1 DNB Ratio and Number of Fuel Rods Reaching DNB......Page 457
13.7.2 Non-Uniform Heat Flux Correction......Page 458
13.7.3 Iterative Determination of DNB Ratio......Page 461
13.7.4 Power Capability Determination......Page 462
13.8.1 Light Water Reactor System Modeling Codes......Page 464
13.8.2 Subchannel Analysis Codes......Page 469
13.8.4 Containment Analysis Codes......Page 471
13.8.5 Computational Fluid Dynamics Codes......Page 472
13.9 Comments on Thermal-Hydraulic Models......Page 473
References......Page 474
Problems......Page 477
Chapter 14 Power Coefficients of Reactivity......Page 481
14.1 Physical Phenomena Affecting Core Reactivity......Page 482
14.2 Relationship between Reactivity Coefficients......Page 484
14.3 Two-Group Representation of Reactivity Feedback......Page 485
14.4 Parametric Dependence of LWR Reactivity Coefficients......Page 487
14.5 Reactivity Coefficients in Sodium-Cooled Fast Reactor......Page 489
14.6 Reactivity Feedback Model for Sodium-Cooled Fast Reactor......Page 492
References......Page 494
Problems......Page 495
Chapter 15 Nuclear Energy Economics......Page 497
15.1 Electrical Energy Cost......Page 498
15.2 Overview of Engineering Economics......Page 500
15.3.1 Capital Cost......Page 502
15.3.2 Fuel Cost......Page 503
15.3.4 Decommissioning Cost......Page 508
15.4 Impact of Increased Capital and O&M Costs......Page 509
References......Page 511
Problems......Page 512
Chapter 16 Space-Time Kinetics and Reactor Control......Page 515
16.1 Space-Time Reactor Kinetics......Page 516
16.1.2 Direct Solution of Space-Time Kinetics Equation......Page 517
16.1.3 Quasi-static Formulation of Kinetics Equation......Page 518
16.1.4 Reactivity Determination from Multiple Detectors......Page 521
16.2 Space-Time Power Oscillations due to Xenon Poisoning......Page 525
16.2.1 Modal Analysis of Space-Time Xenon-Power Oscillations......Page 526
16.2.2 Stability of Space-Time Xenon-Power Oscillations......Page 530
16.2.3 Space-Time Xenon-Power Oscillations in X-Y plane......Page 536
16.3.1 Optimal Control of Xenon-Induced Transients......Page 538
16.3.2 Control of Spatial Xenon Oscillations......Page 542
16.4.1 Linear Quadratic Regulator......Page 547
16.4.2 H2 Controller......Page 549
16.4.3 H∞ Controller......Page 551
16.4.4 Augmented Plant Representation......Page 553
16.5 Alternate Reactor Control Techniques......Page 555
16.6 Kalman Filtering for Optimal System Estimation......Page 560
References......Page 562
Problems......Page 566
17.1 Collision Probability Method......Page 569
17.1.1 Integral Transport Equation......Page 570
17.1.2 Reciprocity Relationship......Page 572
17.1.3 Transport Kernel and Collision Probability......Page 573
17.2 First-Flight Escape Probability and Dirac Chord Method......Page 575
17.3.1 Escape Probability and Flux Depression Factor......Page 580
17.3.2 Net Escape Probability and Collision Probability......Page 582
17.3.3 Dancoff Factor for Fuel Lattice......Page 583
17.4 Numerical Solution of Neutron Transport Equation......Page 585
17.4.1 Collision Probability Calculation for Annular Geometry......Page 586
17.4.2 Discrete Ordinates Method......Page 590
17.4.3 Method of Characteristics......Page 592
17.4.4 Monte Carlo Algorithm......Page 593
References......Page 596
Problems......Page 598
Appendix A Key Physical Constants......Page 601
Appendix B Comparison of Major Reactor Types......Page 603
References......Page 604
C.1 Gamma Function......Page 607
C.2 Legendre Polynomial and Spherical Harmonics......Page 609
C.3 Bessel Function......Page 611
C.4 Dirac Delta Function......Page 613
References......Page 614
D.1 Laplace Transform......Page 617
D.2 Fourier Transform......Page 618
D.3 Jordan\'s Lemma......Page 619
References......Page 620
E.1 Euler-Lagrange and Hamilton Equations......Page 621
E.2 Pontryagin\'s Maximum Principle......Page 623
References......Page 628
F.1 Linear Kalman Filter......Page 629
F.2 Unscented Kalman Filter......Page 632
References......Page 634
Answers to Selected Problems......Page 635
Index......Page 647
EULA......Page 658




نظرات کاربران