دسترسی نامحدود
برای کاربرانی که ثبت نام کرده اند
دانلود کتاب Nuclear reactor thermal hydraulics: an introduction to nuclear heat transfer and fluid flow
دانلود کتاب هیدرولیک حرارتی راکتور هسته ای: مقدمه ای در انتقال حرارت هسته ای و جریان سیال
مشخصات کتاب
Nuclear reactor thermal hydraulics: an introduction to nuclear heat transfer and fluid flow
ویرایش:
نویسندگان: Masterson. Robert
سری:
ISBN (شابک) : 9781138035379, 1138035378
ناشر: CRC Press
سال نشر: 2020
تعداد صفحات: 1391
زبان: English
فرمت فایل : PDF (درصورت درخواست کاربر به PDF، EPUB یا AZW3 تبدیل می شود)
حجم فایل: 90 مگابایت
قیمت کتاب (تومان) : 51,000
کلمات کلیدی مربوط به کتاب هیدرولیک حرارتی راکتور هسته ای: مقدمه ای در انتقال حرارت هسته ای و جریان سیال: راکتورهای هسته ای -- خنک کننده ، راکتورهای هسته ای -- دینامیک سیالات ، راکتورهای هسته ای -- ترمودینامیک ، هیدرولیک حرارتی ، راکتورهای هسته ای -- خنک کننده ، راکتورهای هسته ای -- ترمودینامیک ، راکتورهای هسته ای -- دینامیک سیالات
در صورت تبدیل فایل کتاب Nuclear reactor thermal hydraulics: an introduction to nuclear heat transfer and fluid flow 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 هیدرولیک حرارتی راکتور هسته ای: مقدمه ای در انتقال حرارت هسته ای و جریان سیال 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 هیدرولیک حرارتی راکتور هسته ای: مقدمه ای در انتقال حرارت هسته ای و جریان سیال
"سیستم های هیدرولیک حرارتی هسته ای یک رویکرد جامع برای هیدرولیک حرارتی راکتورهای هسته ای ارائه می دهد که منعکس کننده آخرین فناوری ها، طراحی راکتورها و ملاحظات ایمنی است. متن از تصاویر رنگی، لینک های اینترنتی، گرافیک کامپیوتری و سایر تکنیک های نوآورانه استفاده می کند. طراحی و بهره برداری نیروگاه هسته ای را بررسی کنید. مفاهیم کلیدی مکانیک سیالات، انتقال حرارت، و مهندسی هسته ای به دقت توضیح داده شده و با مثال های کار شده، جداول و گرافیک پشتیبانی می شود. متن برای استفاده در یک یا دو ترم در نظر گرفته شده است، متن برای هر دو مناسب است. دانشجویان کارشناسی و کارشناسی ارشد. راهنمای کامل راه حل ها برای اساتیدی که متن را اتخاذ می کنند در دسترس است. -- تولید انرژی حرارتی در نیروگاه های هسته ای -- قوانین ترمودینامیک -- خواص ترمودینامیکی و معادلات حالت -- سیستم تامین بخار هسته ای -- چرخه های حرارتی راکتور -- قوانین انتقال حرارت -- حذف حرارت از میله های سوخت هسته ای -- انتقال حرارت هسته ای وابسته به زمان -- مکانیک سیالات راکتور هسته ای -- استاتیک سیالات و دینامیک سیالات -- معادلات بقای مکانیک سیالات -- جریان تک فاز در نیروگاه های هسته ای -- جریان آرام و آشفته با اصطکاک -- هسته و سوخت جریان سیال مونتاژ -- خنک کننده های راکتور، پمپ های خنک کننده و توربین های قدرت -- انتقال حرارت هسته ای تک فاز -- همبستگی برای انتقال حرارت هسته ای تک فاز -- همرفت طبیعی در نیروگاه های هسته ای -- مبانی جریان دو فاز در نیروگاه های هسته ای -- - انتقال حرارت هسته‌ای دو فاز - همبستگی‌های انتقال حرارت برای انتقال حرارت هسته‌ای دو فاز پیشرفته - میدان‌های دمای هسته - فاکتورهای کانال داغ هسته‌ای، شار حرارتی بحرانی و dnbr - محدودیت‌های طراحی حرارتی، محدودیت‌های عملیاتی و محدودیت‌های ایمنی -- جریانهای تعادلی و غیرتعادلی، جریان بحرانی و جریان خفه -- حوادث راکتور، dbas و مکانها -- نوسانات جریان، امواج چگالی و ناپایداریهای هیدرودینامیکی -- ساختمانهای مهار و عملکرد آنها -- انتقال ذرات و حباب در طول راکتور حوادث -- پاسخ یک ساختمان مهار به راکتور LOCA.
توضیحاتی درمورد کتاب به خارجی
"Nuclear Thermal-Hydraulic Systems provides a comprehensive approach to nuclear reactor thermal-hydraulics, reflecting the latest technologies, reactor designs, and safety considertions. The text makes extensive use of color images, internet links, computer graphics, and other innovative techniques to explore nuclear power plant design and operation. Key fluid mechanics, heat transfer, and nuclear engineering concepts are carefully explained, and supported with worked examples, tables, and graphics. Intended for use in one or two semester courses, the text is suitable for both undergraduate and graduate students. A complete Solutions Manual is available for professors adopting the text"--;Nuclear power in the world today -- The pressurized water reactor -- The boiling water reactor -- Fast reactors, gas reactors, and military reactors -- Thermal energy production in nuclear power plants -- The laws of thermodynamics -- Thermodynamic properties and equations of state -- The nuclear steam supply system -- Reactor thermal cycles -- The laws of heat transfer -- Heat removal from nuclear fuel rods -- Time dependent nuclear heat transfer -- Nuclear reactor fluid mechanics -- Fluid statics and fluid dynamics -- The conservation equations of fluid mechanics -- Single phase flow in nuclear power plants -- Laminar and turbulent flow with friction -- Core and fuel assembly fluid flow -- Reactor coolants, coolant pumps, and power turbines -- Single phase nuclear heat transfer -- Correlations for single phase nuclear heat transfer -- Natural convection in nuclear power plants -- Fundamentals of two phase flow in nuclear power plants -- Two phase nuclear heat transfer -- Heat transfer correlations for advanced two phase nuclear heat transfer -- Core temperature fields -- Nuclear hot channel factors, the critical heat flux, and the dnbr -- Thermal design limits, operating limits, and safety limits -- Equilibrium and non-equilibrium flows, critical flow, and choke flow -- Reactor accidents, dbas, and locas -- Flow oscillations, density waves, and hydrodynamic instabilities -- Containment buildings and their function -- particle transport and entrainment during reactor accidents -- Response of a containment building to a reactor LOCA.
فهرست مطالب
1. Nuclear Power in the World Today
2. The Pressurized Water Reactor
3. The Boiling Water Reactor
4. Fast Reactors, Gas Reactors, and Military Reactors
5. Thermal Energy Production in Nuclear Power Plants
6. The Laws of Thermodynamics
7. Thermodynamic Properties and Equations of State
8. The Nuclear Steam Supply System and Reactor Heat Exchangers
9. Reactor Thermal Cycles
10. The Laws of Nuclear Heat Transfer
11. Heat Removal from Nuclear Fuel Rods
12. Time-Dependent Nuclear Heat Transfer
13. Nuclear Reactor Fluid Mechanics
14. Fluid Statics and Fluid Dynamics
15. The Conservation Equations of Fluid Mechanics
16. Single-Phase Flow in Nuclear Power Plants
17. Laminar and Turbulent Flows with Friction
18. Core and Fuel Assembly Fluid Flow
19. Reactor Coolants, Coolant Pumps, and Power Turbines
20. Fundamentals of Single-Phase Heat Transfer in Nuclear Power Plants
21. Correlations for Single-Phase Nuclear Heat Transfer
22. Natural Convection in Nuclear Power Plants
23. Fundamentals of Two-Phase Flow in Nuclear Power Plants
24. Two-Phase Nuclear Heat Transfer
25. Heat Transfer Correlations for Advanced Two-Phase Nuclear Heat Transfer
26. Core Temperature Fields
27. Nuclear Hot Channel Factors, the Critical Heat Flux, and the DNBR
28. Particle Transport and Entrainment during Reactor Accidents
29. Equilibrium and Non-Equilibrium Flows, Compressible Flows, and Choke Flows
30. Reactor Accidents, DBAs, and LOCAs
31. Flow Oscillations, Density Waves, and Hydrodynamic Instabilities
32. Containment Buildings and Their Function
33. Thermal Design Limits, Operating Limits, and Safety Limits
34. Response of a Containment Building to a Reactor LOCA
