核反应堆工程：核科学与技术（第3版）

　　《核反应堆工程（第3版）/国防特色教材·核科学与技术》比较系统、全面地介绍了核反应堆的基础知识，重点介绍了核反应堆结构和材料、核反应堆物理、核反应堆热工水力设计及核反应堆安全的知识。《核反应堆工程（第3版）/国防特色教材·核科学与技术》的内容以核电站压水反应堆为主，同时也介绍了舰船用反应堆、沸水堆、重水堆、气冷堆等不同类型的核反应堆。书中涉及的学科领域比较广泛，内容涵盖了核动力反应堆的主要专业知识，反映了目前核反应堆工程的发展趋势。《核反应堆工程（第3版）/国防特色教材·核科学与技术》可作为高等院校核科学与技术专业的研究生教材，也可作为核电站和船用核动力设计、运行及管理人员的培训参考书。

　　阎昌琪，教授，1955年生。1980年在哈尔滨船舶工程学院获硕士学位。1989年至1991年加拿大麦克马斯特大学访问学者，1997年至1998年在瑞士苏黎世高等工学院进修。获得国家科技进步二等奖一项。部级科技进步三等奖三项，获得部级有突出贡献中青年专家和黑龙江省很好留学人员报国奖。编写的著作有：《核反应堆工程》《核反应堆安全传热》《气液两相流》《核电专业英语》《动力工程专业英语》等，在靠前外各类学术刊物发表论文200余篇。从事教学工作35年。讲授的课程有：核反应堆工程、两相流、核反应堆安全传热、核工程专业英语等。现任教育部核工程类教学指导委员会副主任、中国核学会理事、船用核动力专业委员会副主任、新堆与研究堆专业委员会副主任。

章 核反应堆类型
1．1 核反应堆概述
1．2 压水堆
1．3 沸水堆
1．4 重水堆
1．5 气冷堆
1．6 钠冷快中子堆
1．7 舰船用核动力反应堆
1．8 特殊用途的小型核反应堆
1．9 第三代反应堆和第四代反应堆
思考题
参考文献
第2章 核反应堆物理
2．1 原子核物理基础
2．2 核反应堆临界理论与反应性变化
2．3 核反应堆中子动力学
思考题
习题
参考文献
第3章 核反应堆结构与材料
3．1 压水堆结构
3．2 核反应堆材料
思考题
参考文献
第4章 核反应堆热工学
4．1 核反应堆的释热
4．2 核反应堆部件的热传导
4．3 输热和单相对流传热
4．4 核反应堆内的沸腾换热
思考题
习题
参考文献
第5章 核反应堆流体力学
5．1 冷却剂单相流动
5．2 气一水两相流
5．3 临界流动
5．4 两相流动不稳定性
5．5 自然循环
思考题
习题
参考文献
第6章 核反应堆热工水力设计
6．1 堆芯热工水力设计概述
6．2 单通道模型设计法
6．3 子通道模型设计法
思考题
习题
参考文献
第7章 核反应堆安全
7．1 核反应堆安全的基本概念和基本原则
7．2 核反应堆事故及分类
7．3 核反应堆严重事故
7．4 国际核事件的分级
7．5 事故情况下放射性物质的释放与防护
思考题
参考文献
附录
附录A 国际单位与工程单位的换算
附录B 一些核素的热截面
附录C 核燃料的热物性
附录D 包壳和结构材料的热物性
附录E 贝塞尔函数
附录F 水的热物性
附录G 饱和线上水和水蒸气的几个热物性