海洋條件下反應(yīng)堆熱工水力特性研究

本書圍繞壓水堆的安全，重點介紹了多種事故的物理機理、演化過程及應(yīng)對措施。全書共有10章，涉及反應(yīng)性增加事故、蒸汽管道破裂事故、一回路破口失水事故、供給系統(tǒng)完全喪失事故和蒸汽發(fā)生器管道破裂事故，以三里島事故和福島事故為例，詳細(xì)介紹了事故產(chǎn)生的原因和演化過程。本書還重點介紹了各類事故的控制和處理方法，并單獨介紹了堆芯熔化后

本書主要敘述了核反應(yīng)堆熱工水力學(xué)分析的基礎(chǔ)理論和一些主要的分析方法。由于考慮到與先修課程的銜接，本書也介紹了熱力學(xué)和傳熱學(xué)的一些基本知識和分析方法。本書的主要內(nèi)容包括核能系統(tǒng)中的基本熱力過程、核反應(yīng)堆內(nèi)材料的選擇、堆芯內(nèi)的熱量產(chǎn)生、燃料元件內(nèi)的導(dǎo)熱過程、燃料元件和冷卻劑之間的傳熱過程、流動系統(tǒng)的水力和輸熱分析等，并在此

位錯環(huán)是輻照引入的一種*常見的缺陷。本書系統(tǒng)介紹了位錯環(huán)形核和長大的過程、規(guī)律和機理，討論了位錯環(huán)的各種影響因素，闡述了位錯環(huán)與其他輻照效應(yīng)的關(guān)系，介紹了各種常見核合金的位錯環(huán)研究進(jìn)展。在理論方面，著重介紹了位錯環(huán)形核和生長的速率理論及其應(yīng)用。在實驗技術(shù)方面，詳細(xì)介紹了位錯環(huán)的透射電鏡觀測技術(shù)以及對位錯環(huán)的機理研究有重

核反應(yīng)堆物理（第2版）

《核反應(yīng)堆控制（第二版）》在論述核反應(yīng)堆與核電廠控制的一般概念和基礎(chǔ)知識、線性離散時間控制系統(tǒng)的分析方法和線性控制系統(tǒng)的狀態(tài)空間分析方法的基礎(chǔ)上，介紹了核反應(yīng)堆的動力學(xué)模型及其瞬態(tài)響應(yīng)分析；以不同形式的數(shù)學(xué)模型為基礎(chǔ)詳細(xì)討論了各種類型核反應(yīng)堆及其控制系統(tǒng)的穩(wěn)定性分析方法；介紹了壓水堆核電廠功率分布控制、功率控制以及其他

《輕水堆核安全嚴(yán)重事故現(xiàn)象學(xué)》從核安全的歷史展開，以堆芯失去冷卻的事故序列作為線索，詳細(xì)闡述了堆芯過熱、堆芯降級、安全殼早期故障、安全殼后期失效到裂變產(chǎn)物釋放的過程及原理。同時，對于嚴(yán)重事故及其后果管理以及嚴(yán)重事故分析軟件方面也有著全面且深入的分析。目前，世界各國對嚴(yán)重事故的研究正以各自不同的特點和技術(shù)方向進(jìn)行著�！遁p

《中外物理學(xué)精品書系：核反應(yīng)堆動力學(xué)基礎(chǔ)（第二版重排本）》第一版于1983年發(fā)行，從反應(yīng)堆物理學(xué)的觀點，系統(tǒng)地討論了核反應(yīng)堆動力學(xué)基礎(chǔ)的各個方面，著重介紹有關(guān)問題的物理背景和分析問題所用的理論方法。在第一章提供了必要的中子物理基礎(chǔ)知識和引進(jìn)了點堆模型動態(tài)學(xué)方程之后，以下四章用這一模型討論了反應(yīng)性變換的各種情況和相應(yīng)的功

反應(yīng)堆熱工水力分析在核反應(yīng)堆工程中起著十分重要的作用。本書在對核反應(yīng)堆分類、核能系統(tǒng)中的熱力過程、狀態(tài)參數(shù)及蒸汽動力循環(huán)和堆芯材料及其熱物性進(jìn)行詳細(xì)介紹的基礎(chǔ)上，著重闡述了反應(yīng)堆熱源及穩(wěn)態(tài)工況的傳熱計算，核反應(yīng)堆穩(wěn)態(tài)工況的水力計算，反應(yīng)堆穩(wěn)態(tài)熱工設(shè)計原理和反應(yīng)堆瞬態(tài)熱工分析。本書既可作為高等學(xué)校能源動力類專業(yè)，特別是核

反應(yīng)堆熱工水力分析在核反應(yīng)堆工程中起著十分重要的作用。本書在對核反應(yīng)堆分類、核能系統(tǒng)中的熱力過程、狀態(tài)參數(shù)及蒸汽動力循環(huán)和堆芯材料及其熱物性進(jìn)行詳細(xì)介紹的基礎(chǔ)上，著重闡述了反應(yīng)堆熱源及穩(wěn)態(tài)工況的傳熱計算，核反應(yīng)堆穩(wěn)態(tài)工況的水力計算，反應(yīng)堆穩(wěn)態(tài)熱工設(shè)計原理和反應(yīng)堆瞬態(tài)熱工分析。本書既可作為高等學(xué)校能源動力類專業(yè)，特別是核