核反應(yīng)堆工程：核科學(xué)與技術(shù)（第3版）

定　價(jià)：￥48.00

作　者：	閻昌琪
出版社：	哈爾濱工程大學(xué)出版社
叢編項(xiàng)：	國(guó)防特色教材
標(biāo)　簽：	暫缺

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ISBN：	9787566125521	出版時(shí)間：	2020-01-01	包裝：	平裝
開(kāi)本：	16開(kāi)	頁(yè)數(shù)：	338	字?jǐn)?shù)：

內(nèi)容簡(jiǎn)介

　　《核反應(yīng)堆工程（第3版）/國(guó)防特色教材·核科學(xué)與技術(shù)》比較系統(tǒng)、全面地介紹了核反應(yīng)堆的基礎(chǔ)知識(shí)，重點(diǎn)介紹了核反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)和材料、核反應(yīng)堆物理、核反應(yīng)堆熱工水力設(shè)計(jì)及核反應(yīng)堆安全的知識(shí)?！逗朔磻?yīng)堆工程（第3版）/國(guó)防特色教材·核科學(xué)與技術(shù)》的內(nèi)容以核電站壓水反應(yīng)堆為主，同時(shí)也介紹了艦船用反應(yīng)堆、沸水堆、重水堆、氣冷堆等不同類(lèi)型的核反應(yīng)堆。書(shū)中涉及的學(xué)科領(lǐng)域比較廣泛，內(nèi)容涵蓋了核動(dòng)力反應(yīng)堆的主要專(zhuān)業(yè)知識(shí)，反映了目前核反應(yīng)堆工程的發(fā)展趨勢(shì)?！逗朔磻?yīng)堆工程（第3版）/國(guó)防特色教材·核科學(xué)與技術(shù)》可作為高等院校核科學(xué)與技術(shù)專(zhuān)業(yè)的研究生教材，也可作為核電站和船用核動(dòng)力設(shè)計(jì)、運(yùn)行及管理人員的培訓(xùn)參考書(shū)。

作者簡(jiǎn)介

　　閻昌琪，教授，1955年生。1980年在哈爾濱船舶工程學(xué)院獲碩士學(xué)位。1989年至1991年加拿大麥克馬斯特大學(xué)訪問(wèn)學(xué)者，1997年至1998年在瑞士蘇黎世高等工學(xué)院進(jìn)修。獲得國(guó)家科技進(jìn)步二等獎(jiǎng)一項(xiàng)。部級(jí)科技進(jìn)步三等獎(jiǎng)三項(xiàng)，獲得部級(jí)有突出貢獻(xiàn)中青年專(zhuān)家和黑龍江省很好留學(xué)人員報(bào)國(guó)獎(jiǎng)。編寫(xiě)的著作有：《核反應(yīng)堆工程》《核反應(yīng)堆安全傳熱》《氣液兩相流》《核電專(zhuān)業(yè)英語(yǔ)》《動(dòng)力工程專(zhuān)業(yè)英語(yǔ)》等，在靠前外各類(lèi)學(xué)術(shù)刊物發(fā)表論文200余篇。從事教學(xué)工作35年。講授的課程有：核反應(yīng)堆工程、兩相流、核反應(yīng)堆安全傳熱、核工程專(zhuān)業(yè)英語(yǔ)等。現(xiàn)任教育部核工程類(lèi)教學(xué)指導(dǎo)委員會(huì)副主任、中國(guó)核學(xué)會(huì)理事、船用核動(dòng)力專(zhuān)業(yè)委員會(huì)副主任、新堆與研究堆專(zhuān)業(yè)委員會(huì)副主任。

圖書(shū)目錄

章核反應(yīng)堆類(lèi)型
1．1 核反應(yīng)堆概述
1．2 壓水堆
1．3 沸水堆
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
1．9 第三代反應(yīng)堆和第四代反應(yīng)堆
思考題
參考文獻(xiàn)
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(dòng)力學(xué)
思考題
習(xí)題
參考文獻(xiàn)
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(xiàn)
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(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)
第5章核反應(yīng)堆流體力學(xué)
5．1 冷卻劑單相流動(dòng)
5．2 氣一水兩相流
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)
第6章核反應(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)
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(lèi)
7．3 核反應(yīng)堆嚴(yán)重事故
7．4 國(guó)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
附錄A 國(guó)際單位與工程單位的換算
附錄B 一些核素的熱截面
附錄C 核燃料的熱物性
附錄D 包殼和結(jié)構(gòu)材料的熱物性
附錄E 貝塞爾函數(shù)
附錄F 水的熱物性
附錄G 飽和線上水和水蒸氣的幾個(gè)熱物性