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新型核能技術:概念、應用與前景

新型核能技術:概念、應用與前景

定 價:¥35.00

作 者: 周志偉 編著
出版社: 化學工業(yè)出版社
叢編項:
標 簽: 原子能技術

ISBN: 9787122071002 出版時間: 2010-01-01 包裝: 平裝
開本: 16開 頁數(shù): 168 字數(shù):  

內(nèi)容簡介

  《新型核能技術:概念、應用與前景》介紹了新型核能技術的相關知識。具體內(nèi)容包括概論,核物理基礎,商用核電技術,核安全與核能經(jīng)濟競爭力,中國核電技術發(fā)展現(xiàn)狀,核能的新紀元,未來的新型核能,中國核能可持續(xù)發(fā)展戰(zhàn)略。 讀者對象:從事核能利用行業(yè)的科研、技術、管理人員;高校相關專業(yè)師生可以參考使用。

作者簡介

  周志偉,清華大學核能與新能源技術研究院教授,博士生導師,國家磁約束聚變專家委員會委員,磁約束核聚變教育部研究中心學術委員會委員,教育部ICF重大專項專家組成員,《原子能科學技術》和《核電》編委,全國反應堆熱工流體專業(yè)委員會委員。于1989年和1984年在清華大學核能技術設計研究院分別獲反應堆工程與安全專業(yè)工學博士及工學碩士學位;1982年清華大學工程物理系反應堆專業(yè)畢業(yè),獲工學學士學位。1987~1997年期間,先后在蘇黎世瑞士聯(lián)邦理工大學(EHTZ)做訪問研究、博士后研究及研究助理工作,并于1996年獲瑞士ETHZ技術科學博士學位;1997~1998年在德國核設施與反應堆安全(GRS)研究中心工作。1998年11月~1999年5月在大亞灣核電廠培訓中心任模擬機評標技術專家;1999~2002年任清華大學核能與新能源技術研究院反應堆理論研究室主任,2002年11月至今任堆工所副所長。近期相關主要研究工作包括:高溫氣冷堆全范圍實時模擬機技術研究;核電站嚴重事故氫風險分析及堆芯損壞評價研究;聚變堆及聚變一裂變混合能源堆包層物理分析及關鍵技術研究,在國際國內(nèi)學術期刊及國際會議發(fā)表論文超過100篇。在清華大學講授《應用核物理》、《能源工業(yè)中的多相流模擬計算》及《新能源概論一核能篇》等研究生學位課程。

圖書目錄

1 概述/1
1.1 核能與宇宙的演變4
1.2 放射性的發(fā)現(xiàn)5
1.3 中子的發(fā)現(xiàn)與原子有核模型的建立5
1.4 自持鏈式裂變反應的實現(xiàn)6
1.5 核電工業(yè)發(fā)展歷程8
1.6 熱核聚變能技術10
參考文獻13
2 核物理基礎/14
2.1 原子與原子核14
2.1.1 原子與原子核的結構和電荷14
2.1.2 原子與原子核的質量15
2.1.3 原子核的尺度與密度16
2.1.4 原子核的微觀物理特性17
2.2 放射性與原子核的穩(wěn)定性18
2.2.1 放射性衰變的基本規(guī)律18
2.2.2 原子核的結合能與比結合能23
2.2.3 原子核的β穩(wěn)定性27
2.3 射線與物質的相互作用28
2.3.1 重帶電粒子與物質的相互作用28
2.3.2 電子與物質的相互作用29
2.3.3 γ射線與物質的相互作用30
2.4 原子核反應32
2.4.1 原子核反應的守恒定律與反應道33
2.4.2 核反應的反應能34
2.4.3 核反應截面與產(chǎn)額35
2.4.4 核反應過程36
2.5 中子物理學基礎38
2.5.1 中子與物質相互作用39
2.5.2 核裂變與核聚變40
2.5.3 中子慢化與擴散44
參考文獻48
3 商用核電技術/49
3.1 核裂變反應堆物理熱工設計49
3.1.1 鏈式裂變反應與反應堆臨界49
3.1.2 反應堆時空動力學51
3.1.3 反應性、反應性系數(shù)與剩余反應性52
3.1.4 反應堆釋熱與冷卻54
3.1.5 核電廠工程熱力學與能量轉換系統(tǒng)59
3.2 現(xiàn)有商用核電技術61
3.2.1 壓水堆核電廠62
3.2.2 沸水堆核電廠64
3.2.3 重水堆核電廠67
3.2.4 氣冷堆與高溫氣冷堆核電廠69
3.2.5 石墨慢化水冷堆核電廠73
3.2.6 液態(tài)金屬冷卻快堆核電廠75
3.3 商用核電廠的核燃料循環(huán)技術78
3.3.1 天然鈾或低濃鈾燃料一次通過79
3.3.2 MOX燃料循環(huán)80
3.3.3 低濃鈾PWR+CANDU兩次通過81
3.3.4 快堆閉式燃料循環(huán)81
3.3.5 釷鈾燃料循環(huán)84
參考文獻85
4 核安全與核能經(jīng)濟競爭力/86
4.1 核電廠的安全性86
4.1.1 核電廠的核安全風險88
4.1.2 “縱深防御”原則89
4.1.3 核電廠設計基準事故與超設計基準事故91
4.1.4 核電廠的安全文化92
4.1.5 核電廠的安全監(jiān)管93
4.2 核電廠核安全專設系統(tǒng)94
4.2.1 臨界安全及反應性控制95
4.2.2 反應堆冷卻劑系統(tǒng)完整性保護96
4.2.3 余熱排出及最終熱阱96
4.2.4 安全殼完整性保護98
4.3 核電廠的安全性與經(jīng)濟性的關系99
4.3.1 安全系統(tǒng)與安全功能的冗余100
4.3.2 非能動安全或固有安全:核電廠設計理念的革新101
4.3.3 核安全風險管理102
參考文獻102
5 中國核電技術發(fā)展現(xiàn)狀/103
5.1 中國核能工業(yè)發(fā)展的歷史回顧103
5.1.1 核武器的自主研發(fā)105
5.1.2 核潛艇的自主研發(fā)106
5.1.3 核反應堆的自主研發(fā)107
5.1.4 核電廠技術的自主研發(fā)108
5.1.5 核電廠技術的引進、消化和國產(chǎn)化109
5.2 中國核電技術發(fā)展的技術路線110
5.2.1 壓水堆快中子增殖堆聚變堆技術路線110
5.2.2 高溫氣冷堆的作用111
5.2.3 CANDU堆的作用112
5.2.4 壓水堆標準化與核電技術多樣化113
5.2.5 中國核燃料循環(huán)工業(yè)114
5.3 中國核能中長期發(fā)展前景115
5.3.1 中國核電的潛在市場116
5.3.2 中國核電工業(yè)發(fā)展的技術選擇116
5.3.3 中國核電工業(yè)發(fā)展的基礎117
參考文獻119
6 核能的新紀元/120
6.1 全球氣候變暖與核能的新機遇120
6.1.1 全球氣候變暖的現(xiàn)狀120
6.1.2 減少溫室氣體排放的全球行動121
6.1.3 核能在全球減少溫室氣體排放行動中的潛力121
6.2 核能:大規(guī)模電力生產(chǎn)的主要低碳能源122
6.3 迎接核能新紀元的技術準備123
6.3.1 近期能建造的第三代先進商用核電技術124
6.3.2 中長期可持續(xù)發(fā)展的第四代先進核能系統(tǒng)126
6.3.3 核能的工藝熱應用135
6.3.4 防止核擴散137
6.3.5 乏燃料的處置138
6.3.6 核能的公眾接受性138
參考文獻139
7 未來的新型核能/140
7.1 加速器驅動的清潔核能系統(tǒng)140
7.1.1 質子加速器驅動的次臨界少錒材料嬗變焚燒器141
7.1.2 質子加速器驅動的次臨界能量放大器143
7.2 磁約束核聚變及聚變系統(tǒng)144
7.2.1 托卡馬克等離子體磁約束技術的發(fā)展現(xiàn)狀146
7.2.2 國際熱核聚變實驗反應堆ITER計劃147
7.2.3 氚增殖包層技術與未來商用磁約束核聚變發(fā)電系統(tǒng)148
7.3 聚變-裂變混合堆149
7.3.1 聚變中子源驅動的液態(tài)鋰鉛冷卻次臨界混合堆150
7.3.2 聚變中子源驅動的深度次臨界水冷產(chǎn)能混合堆151
7.4 慣性核聚變系統(tǒng)152
7.4.1 激光束直接點火154
7.4.2 激光束間接點火155
7.4.3 Z-箍縮點火155
7.4.4 高效核爆核聚變發(fā)電系統(tǒng)156
參考文獻157
8 中國核能可持續(xù)發(fā)展戰(zhàn)略/158
8.1 核燃料資源可持續(xù)性供應的保障158
8.2 核能可持續(xù)發(fā)展的技術保障161
8.3 核能可持續(xù)發(fā)展的法律與金融保障164
8.4 核能可持續(xù)發(fā)展的研發(fā)創(chuàng)新能力保障165
8.5 核能工業(yè)可持續(xù)發(fā)展的人力資源保障165
結束語166
參考文獻168

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