دانلود کتاب multiphase flow dynamics

ترجمه فارسی توضیحات (ترجمه ماشینی)

دینامیک جریان چند فازی

جلد 4 از بسته کتاب موفق “جریان چند فازی” به هیدرولیک حرارتی هسته ای اختصاص دارد که بخش مهمی از ایمنی راکتور هسته ای است. دانش و ابزارهای ریاضی برای توصیف کافی از فرآیند انتقال گرمای شکافت آزاد شده در مواد به دلیل واکنش های هسته ای به محیط آن فراهم می کند. گام به گام انتشار گرما در داخل سوخت، میدان‌های دمایی در سوخت‌ها، جریان ساده جوش در یک لوله را با استفاده از ایده‌هایی با پیچیدگی‌های مختلف مانند تعادل، غیرتعادل، همگن، غیر همگن معرفی می‌کند. سپس جریان ساده جوش سه سیال در یک لوله با درگیر شدن تدریجی مکانیسم هایی مانند حباب و رسوب، تکه تکه شدن دینامیکی، برخورد، ادغام، آشفتگی توصیف می شود. همه مکانیسم‌های انتقال حرارت به تدریج در مورد عدم قطعیت آنها معرفی می‌شوند. تکنیک‌های مختلفی مانند درمان لایه‌های مرزی یا روش‌های انتگرال معرفی شده‌اند. مقایسه با داده های تجربی در هر مرحله موفقیت ایده ها و مدل های مختلف را نشان می دهد. پس از معرفی طراحی مخازن تحت فشار راکتور برای راکتورهای تحت فشار و آب جوش، دقت روش‌های مدرن با استفاده از تعداد زیادی مجموعه داده‌های تجربی برای جریان‌های ثابت و گذرا در بسته‌های گرم شده نشان داده می‌شود. با شروع جوشاندن تک لوله ای که از طریق جوش در بسته های میله ای می گذرد، تجزیه و تحلیل ظرف کامل از جمله راکتور در نهایت نشان داده می شود. سپس روش قدرتمندی برای تجزیه و تحلیل پایداری غیرخطی جریان جوش و چگالش معرفی شده است. مدل‌ها ارائه می‌شوند و دقت آنها برای توصیف جریان بحرانی چند فازی در سطوح مختلف پیچیدگی بررسی می‌شود. مبانی طراحی مولدهای بخار، جداکننده رطوبت و کندانسورهای اضطراری ارائه شده است. روش‌هایی برای تجزیه و تحلیل جریان‌های شبکه لوله پیچیده با اجزایی مانند پمپ‌ها، شیرها و غیره نیز ارائه شده‌اند. روش‌هایی برای تجزیه و تحلیل جنبه‌های مهم حوادث شدید مانند فعل و انفعالات مذاب-آب، خنک‌سازی خارجی و خنک‌سازی لایه‌های مواد مذاب راکتور هسته‌ای ارائه شده‌اند. مجموعه ای ارزشمند از خواص ترموفیزیکی و حمل و نقل برای تجزیه و تحلیل حوادث شدید برای مواد زیر: دی اکسید اورانیوم، دی اکسید زیرکونیوم، فولاد ضد زنگ، زیرکونیوم، آلومینیوم، اکسید آلومینیوم، دی اکسید سیلیکون، اکسید آهن، مولیبدن، اکسید بور، کوریم راکتور، سدیم، سرب، بیسموت و آلیاژ یوتکتیک سرب-بیسموت. تأکید بر مجموعه‌های ترمو دینامیکی کامل و سازگار تقریب‌های تحلیلی مناسب برای تحلیل محاسباتی است. بنابراین کتاب پوشش کاملی از هیدرودینامیک حرارتی هسته ای مدرن را ارائه می دهد.

multiphase flow dynamics

Volume 4 of the successful book package “Multiphase Flow” is devoted to nuclear thermal hydraulics which is a substantial part of nuclear reactor safety. It provides knowledge and mathematical tools for adequate description of the process of transferring the fission heat released in materials due to nuclear reactions into its environment. It step by step introduces into the heat release inside the fuel, temperature fields in the fuels, the simple boiling flow in a pipe described using ideas of different complexity like equilibrium, non equilibrium, homogeneity, non homogeneity. Then the simple three-fluid boiling flow in a pipe is described by gradually involving the mechanisms like entrainment and deposition, dynamic fragmentation, collisions, coalescence, turbulence. All heat transfer mechanisms are introduced gradually discussing their uncertainty. Different techniques are introduced like boundary layer treatments or integral methods. Comparisons with experimental data at each step demonstrate the success of the different ideas and models. After an introduction of the design of the reactor pressure vessels for pressurized and boiling water reactors the accuracy of the modern methods is demonstrated using large number of experimental data sets for steady and transient flows in heated bundles. Starting with single pipe boiling going through boiling in a rod bundles the analysis of complete vessel including the reactor is finally demonstrated. Then powerful method for non-linear stability analysis of flow boiling and condensation is introduced. Models are presented and their accuracies are investigated for describing critical multiphase flow at different level of complexity. Basics of designing of steam generators, moisture separators and emergency condensers are presented. Methods for analyzing a complex pipe network flows with components like pumps, valves etc. are also presented. Methods for analysis of important aspects of the severe accidents like melt-water interactions, external cooling and cooling of layers of molten nuclear reactor material are presented. Valuable sets of thermo-physical and transport properties for severe accident analysis for the following materials: uranium dioxide, zirconium dioxide, stainless steel, zirconium, aluminum, aluminum oxide, silicon dioxide, iron oxide, molybdenum, boron oxide, reactor corium, sodium, lead, bismuth, and lead-bismuth eutectic alloy. The emphasis is on the complete and consistent thermo dynamical sets of analytical approximations appropriate for computational analysis. Therefore the book presents a complete coverage of the modern Nuclear Thermal Hydrodynamics.