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核反应堆工程

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核反应堆工程

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作 者:阎昌琪

出 版 社:哈尔滨工程大学出版社

出版时间:2004-8-1

I S B N: 9787810736152

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    内容简介

    本书比较系统全面地介绍了核反应堆的基础知识,重点介绍了反应堆材料、反应堆物理、反应堆热工水力及反应堆安全的知识。本书的内容以核电站压水反应堆为主,同时也介绍了船用反应堆、航天用的反应堆、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,专业面宽,内容涵盖了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。
    本书可作为高等院校核科不写核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。

    作者简介

    目录

    1 核反应堆类型
    1.1 概述
    1.2 压水堆(PWR
    1.3 沸水堆(BWR
    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
    思考题
    参考文献
    2 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
    3 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
    4 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
    5 核反应堆流体力学
    5.1 冷却剂单相流动
    5.2 气-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
    6 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
    7 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 核反应事故及分类
    7.3 核反应事故事故
    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1 国际单位与工程单位的换算
    附录2 一些核素的热截面(对0.0253eV或2200m/s的中子)
    附录3 核燃料的热物性
    附录4 包壳和结构材料的热物性
    附录5 贝塞尔函数
    附录6 水的热物性
    附录7 饱和线上水和水蒸气的几上热物性

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