核反應(yīng)堆工程（第2版）

第1章 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 艦船用核動力反應(yīng)堆
1.8 特殊用途的小型核反應(yīng)堆
1.9 第三代反應(yīng)堆和第四代反應(yīng)堆
思考題
參考文獻
第2章 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)堆中子動力學(xué)
思考題
習(xí)題
參考文獻
第3章 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
第4章 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
第5章 核反應(yīng)堆流體力學(xué)
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(xí)題
參考文獻
第6章 核反應(yīng)堆熱工水力設(shè)計
6.1 堆芯熱工水力設(shè)計概述
6.2 單通道模型設(shè)計法
6.3 子通道模型設(shè)計法
思考題
習(xí)題
參考文獻
第7章 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)堆事故及分類
7.3 核反應(yīng)堆嚴(yán)重事故
7.4 國際核事件的分級
7.5 事故情況下放射性物質(zhì)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
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個熱物性