核反應(yīng)堆工程

1 核反應(yīng)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(dòng)力反應(yīng)堆
1.8 特殊用途的小型核反應(yīng)堆
思考題
參考文獻(xiàn)
2 核反應(yīng)堆物理
2.1 原子核物理基礎(chǔ)
2.2 核反應(yīng)堆臨界理論與反應(yīng)性變化
2.3 核反應(yīng)堆中子動(dòng)力學(xué)
思考題
習(xí)題
參考文獻(xiàn)
3 核反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)與材料
3.1 壓水堆結(jié)構(gòu)
3.2 核反應(yīng)堆材料
思考題
參考文獻(xiàn)
4 核反應(yīng)堆熱工學(xué)
4.1 核反應(yīng)堆的釋熱
4.2 核反應(yīng)堆部件的熱傳導(dǎo)
4.3 輸熱和單相對(duì)流傳熱
4.4 核反應(yīng)堆內(nèi)的沸騰換熱
思考題
習(xí)題
參考文獻(xiàn)
5 核反應(yīng)堆流體力學(xué)
5.1 冷卻劑單相流動(dòng)
5.2 氣-水兩相流
5.3 臨界流動(dòng)
5.4 兩相流動(dòng)不穩(wěn)定性
5.5 自然循環(huán)
思考題
習(xí)題
參考文獻(xiàn)
6 核反應(yīng)堆熱工水力設(shè)計(jì)
6.1 堆芯熱工水力設(shè)計(jì)概述
6.2 單通道模型設(shè)計(jì)法
6.3 子通道模型設(shè)計(jì)法
思考題
習(xí)題
參考文獻(xiàn)
7 核反應(yīng)堆安全
7.1 核反應(yīng)堆安全的基本概念和基本原則
7.2 核反應(yīng)事故及分類
7.3 核反應(yīng)事故事故
7.4 國際核事件的分級(jí)
7.5 事故情況下放射性物質(zhì)的釋放與防護(hù)
思考題
參考文獻(xiàn)
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(duì)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(jié)構(gòu)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