本书主要叙述了核反应堆热工水力学分析的基础理论和一些主要的分析方法。由于考虑到与先修课程的衔接，本书也介绍了热力学和传热学的一些基本知识和分析方法。本书的主要内容包括核能系统中的基本热力过程、核反应堆内材料的选择、堆芯内的热量产生、燃料元件内的导热过程、燃料元件和冷却剂之间的传热过程、流动系统的水力和输热分析等，并在此
位错环是辐照引入的一种*常见的缺陷。本书系统介绍了位错环形核和长大的过程、规律和机理，讨论了位错环的各种影响因素，阐述了位错环与其他辐照效应的关系，介绍了各种常见核合金的位错环研究进展。在理论方面，着重介绍了位错环形核和生长的速率理论及其应用。在实验技术方面，详细介绍了位错环的透射电镜观测技术以及对位错环的机理研究有重
核反应堆物理（第2版）
《核反应堆控制（第二版）》在论述核反应堆与核电厂控制的一般概念和基础知识、线性离散时间控制系统的分析方法和线性控制系统的状态空间分析方法的基础上，介绍了核反应堆的动力学模型及其瞬态响应分析；以不同形式的数学模型为基础详细讨论了各种类型核反应堆及其控制系统的稳定性分析方法；介绍了压水堆核电厂功率分布控制、功率控制以及其他
《轻水堆核安全严重事故现象学》从核安全的历史展开，以堆芯失去冷却的事故序列作为线索，详细阐述了堆芯过热、堆芯降级、安全壳早期故障、安全壳后期失效到裂变产物释放的过程及原理。同时，对于严重事故及其后果管理以及严重事故分析软件方面也有着全面且深入的分析。目前，世界各国对严重事故的研究正以各自不同的特点和技术方向进行着。《轻
《中外物理学精品书系：核反应堆动力学基础（第二版重排本）》第一版于1983年发行，从反应堆物理学的观点，系统地讨论了核反应堆动力学基础的各个方面，着重介绍有关问题的物理背景和分析问题所用的理论方法。在第一章提供了必要的中子物理基础知识和引进了点堆模型动态学方程之后，以下四章用这一模型讨论了反应性变换的各种情况和相应的功
核反应堆热工水力是高校反应堆工程专业核心课程之一，在反应堆工程中有重要作用。本书首先介绍堆内热量产生、燃料元件传热、单相对流传热、两相流动和沸腾传热的基本过程；在此基础上，给出了反应堆堆芯稳态热工设计准则、堆芯热工设计的单通道分析方法和子通道分析方法；最后简单介绍了计算流体力学及其在反应堆热工水力中的应用，以及临界流、
反应堆热工水力分析在核反应堆工程中起着十分重要的作用。本书在对核反应堆分类、核能系统中的热力过程、状态参数及蒸汽动力循环和堆芯材料及其热物性进行详细介绍的基础上，着重阐述了反应堆热源及稳态工况的传热计算，核反应堆稳态工况的水力计算，反应堆稳态热工设计原理和反应堆瞬态热工分析。本书既可作为高等学校能源动力类专业，特别是核
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