核反应堆热工水力

　　核反应堆热工水力是高校核工程专业核心课程之一。 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、两相逆流限制、支管夹带、自然循环等特殊重要现象。 本书可作为高等院校核工程专业本科生教材，也可供核工程领域研究生及技术人员参考。

　　顾汉洋，博士、教授，上海交通大学核科学与工程学院院长。主要研究领域为反应堆热工水力数值分析和比例模化、 汽（气）液两相流、 超临界流体流动传热。近年来，负责国家自然科学基金重大研究及国家自然科学基金青年基金；同时，负责多项科技部核电重大专项课题。科研成果多次获省级科技一等奖，以及中国核能行业协会科技进步奖等。

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