核反應堆工程

定　價：￥28.80

作　者：	閻昌琪
出版社：	哈爾濱工程大學出版社
叢編項：	國防科工委
標　簽：	日記/書信

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ISBN：	9787810736152	出版時間：	2004-08-01	包裝：	膠版紙
開本：		頁數(shù)：	360	字數(shù)：

內容簡介

　　本書比較系統(tǒng)全面地介紹了核反應堆的基礎知識，重點介紹了反應堆材料、反應堆物理、反應堆熱工水力及反應堆安全的知識。本書的內容以核電站壓水反應堆為主，同時也介紹了船用反應堆、航天用的反應堆、沸水堆、重水堆、氣冷堆等不同類型的核反應堆。書中涉及的學科領域比較廣，專業(yè)面寬，內容涵蓋了動力反應堆的主要專業(yè)知識，反映了目前核反應堆工程的發(fā)展趨勢。本書可作為高等院校核科不寫核技術專業(yè)的研究生教材，也可作為核電站和船用核動力設計、運行及管理人員的培訓參考書。

作者簡介

暫缺《核反應堆工程》作者簡介

圖書目錄

1 核反應堆類型
1.1 概述
1.2 壓水堆（PWR
1.3 沸水堆（BWR
1.4 重水堆
1.5 氣冷堆
1.6 鈉冷快中子堆
1.7 艦船用核動力反應堆
1.8 特殊用途的小型核反應堆
思考題
參考文獻
2 核反應堆物理
2.1 原子核物理基礎
2.2 核反應堆臨界理論與反應性變化
2.3 核反應堆中子動力學
思考題
習題
參考文獻
3 核反應堆結構與材料
3.1 壓水堆結構
3.2 核反應堆材料
思考題
參考文獻
4 核反應堆熱工學
4.1 核反應堆的釋熱
4.2 核反應堆部件的熱傳導
4.3 輸熱和單相對流傳熱
4.4 核反應堆內的沸騰換熱
思考題
習題
參考文獻
5 核反應堆流體力學
5.1 冷卻劑單相流動
5.2 氣-水兩相流
5.3 臨界流動
5.4 兩相流動不穩(wěn)定性
5.5 自然循環(huán)
思考題
習題
參考文獻
6 核反應堆熱工水力設計
6.1 堆芯熱工水力設計概述
6.2 單通道模型設計法
6.3 子通道模型設計法
思考題
習題
參考文獻
7 核反應堆安全
7.1 核反應堆安全的基本概念和基本原則
7.2 核反應事故及分類
7.3 核反應事故事故
7.4 國際核事件的分級
7.5 事故情況下放射性物質的釋放與防護
思考題
參考文獻
附錄1 國際單位與工程單位的換算
附錄2 一些核素的熱截面（對0.0253eV或2200m/s的中子）
附錄3 核燃料的熱物性
附錄4 包殼和結構材料的熱物性
附錄5 貝塞爾函數(shù)
附錄6 水的熱物性
附錄7 飽和線上水和水蒸氣的幾上熱物性