核反应堆工程/国防科工委

图书标准信息

• 作者 曹欣荣 编；阎昌琪
• 出版社 哈尔滨工程大学出版社
• 出版时间 2004-08
• 版次 1
• ISBN 9787810736152
• 定价 28.80元
• 装帧 平装
• 开本 其他
• 纸张 胶版纸
• 页数 360页
• 字数 562千字

【内容简介】

本书比较系统全面地介绍了核反应堆的基础知识，重点介绍了反应堆材料、反应堆物理、反应堆热工水力及反应堆安全的知识。本书的内容以核电站压水反应堆为主，同时也介绍了船用反应堆、航天用的反应堆、沸水堆、重水堆、气冷堆等不同类型的核反应堆。

  书中涉及的学科领域比较广，专业面宽，内容涵盖了动力反应堆的主要专业知识，反映了目前核反应堆工程的发展趋势。

  本书可作为高等院校核科不写核技术专业的研究生教材，也可作为核电站和船用核动力设计、运行及管理人员的培训参考书。

【目录】

1 核反应堆类型

  1.1 概述

  1.2 压水堆（PWR

  1.3 沸水堆（BWR

  1.4 重水堆

  1.5 气冷堆

  1.6 钠冷快中子堆

  1.7 舰船用核动力反应堆

  1.8 特殊用途的小型核反应堆

  思考题

  参考文献

2 核反应堆物理

  2.1 原子核物理基础

  2.2 核反应堆临界理论与反应性变化

  2.3 核反应堆中子动力学

  思考题

  习题

  参考文献

3 核反应堆结构与材料

  3.1 压水堆结构

  3.2 核反应堆材料

  思考题

  参考文献

4 核反应堆热工学

  4.1 核反应堆的释热

  4.2 核反应堆部件的热传导

  4.3 输热和单相对流传热

  4.4 核反应堆内的沸腾换热

  思考题

  习题

  参考文献

5 核反应堆流体力学

  5.1 冷却剂单相流动

  5.2 气-水两相流

  5.3 临界流动

  5.4 两相流动不稳定性

  5.5 自然循环

  思考题

  习题

  参考文献

6 核反应堆热工水力设计

  6.1 堆芯热工水力设计概述

  6.2 单通道模型设计法

  6.3 子通道模型设计法

  思考题

  习题

  参考文献

7 核反应堆安全

  7.1 核反应堆安全的基本概念和基本原则

  7.2 核反应事故及分类

  7.3 核反应事故事故

  7.4 国际核事件的分级

  7.5 事故情况下放射性物质的释放与防护

  思考题

  参考文献

附录1 国际单位与工程单位的换算

附录2 一些核素的热截面（对0.0253eV或2200m/s的中子）

附录3 核燃料的热物性

附录4 包壳和结构材料的热物性

附录5 贝塞尔函数

附录6 水的热物性

附录7 饱和线上水和水蒸气的几上热物性