核火箭发动机反应堆

　　核火箭发动机具有比冲高、推力大、工作寿命长等优点，是目前人类技术水平所能预见的下一代空间推进系统，也是载人深空探测等任务的理想动力。反应堆堆芯是核火箭发动机的核心部件，堆芯的研制也是核火箭研制过程的关键环节。《核火箭发动机反应堆》主要涵盖了核火箭发动机反应堆堆芯高温元件研制方面的理论和实践问题，介绍了核火箭反应堆的基本结构，核火箭燃料组件测试和试验方法，核火箭反应堆堆芯材料的结构特性、力学性能，燃料组件的抗辐射性能、承载能力，工质中材料的耐腐蚀性能等内容，并对核火箭发动机的研究和发展给出了意见和建议。《核火箭发动机反应堆》可供高等院校核科学与核技术专业、能源动力工程专业和材料科学与工程专业等研究生的参考教材，也可作为相关领域研究设计人员的参考用书。

　　吴宇际，火箭军工程大学核工程学院讲师，从事惯性约束聚变诊断研究，在Nuclear fusion， Scientific Reports等期刊发表论文3篇，授权发明专利4项，实用新型专利6项，参与 自然基金2项。，王涛，男，火箭军工程大学教授，硕士生导师。陕西省教指委能源与动力类工作委员会委员，中央 装备发展部弹头与战斗部专业组成员，火箭军军事训练考官，火箭军模拟训练中心“十四五”论证组成员。

第1章 核火箭发动机反应堆发展简介
第2章 核火箭发动机反应堆设计
第3章 建模测试方法
3．1 高温下材料强度测量设备
3．2 热试验方法
3．3 结构研究方法
第4章 反应堆堆芯材料
4．1 材料的热力学和结构特性
4．1．1 熔化温度和蒸发
4．1．2 扩散特征
4．2 结构陶瓷材料的加工工艺
4．3 燃料和结构材料的力学性能
4．3．1 不同加载方式下材料的强度
4．3．2 结构参数对强度和断裂的影响
4．3．3 强度和蠕变的温度相关性
4．3．4 抗热应力
4．4 隔热包层材料
4．5 中子慢化剂的氢化物组成
4．6 提高陶瓷强度的方法
第5章 燃料组件元件的抗辐射性
5．1 石墨材料的辐射耐久性
5．2 慢化剂材料的辐射耐久性
第6章 工作介质中材料的腐蚀
第7章 燃料组件的承载能力
7．1 热载体的断裂准则
7．2 核火箭发动机燃料元件的运行条件
7．3 核火箭发动机燃料组件的试验
7．4 隔热包层的承载能力
7．5 燃料元件承载格栅的承载能力
7．6 可能增加陶瓷承载力的方法
第8章 核火箭发动机反应堆的展望
参考文献