反应堆热工水力学
作者： 孙中宁
出版社：哈尔滨工程大学出版社 2017年02月
简介：
核能的发展与和平利用是20世纪科技*杰出的成就之一。尽管核能在其发展历史上经历了曲折，但随着设计、运行、管理等各个方面的经验积累和技术发展，核能目前已被公认为是一种安全、清洁、可持续发展的能源，在世界范围内获得了广泛应用，我国也制定了积极发展核电的能源政策，是目前国际上规模*、发展速度*快的核电市场。
反应堆的堆芯释热率从物理的观点上看，可以非常大，但从热工上看，则取决于堆内释热能否安全、经济地予以取出并加以利用，反应堆的瞬态运行特性和事故工况的安全性都与反应堆热工有密切关系，因此，充分了解反应堆燃料元件的传热特性、冷却剂的流动特性和热量传输特性，掌握相应的分析方法，对反应堆设计和反应堆运行都至关重要。
本教材以压水核反应堆为例，从基本概念和基本原理出发，较全面地介绍了堆内热工水力过程的基本规律和基本计算方法，以及一些经典的分析方法和分析模型。从内容编排上，注意深入浅出，循序渐进，并适当吸收*的研究成果，使教材内容既能满足本科教学的需要，也能为工程设计人员提供参考。
全书共分7章，其中：第1章简要介绍了核反应堆技术的发展概况和一些具有代表性的压水堆、沸水堆、重水堆，以及一些新概念水冷堆的结构设计和工作原理，并在此基础上介绍了热工水力分析的主要任务；第2章主要介绍了反应堆堆芯释热及其分布规律；第3章首先简要介绍了反应堆堆内传热涉及的基本理论和基本计算方法，在此基础上，重点介绍了典型燃料元件的径向和轴向温度分布的计算方法；第4章介绍了反应堆内稳态水力特性分析方法，主要包括冷却剂的流动压降、临界流动、自然循环和流动不稳定性的计算与分析；第5章简要介绍了反应堆稳态热工水力设计原理、方法和步骤，并对单通道模型和子通道模型进行了讨论；第6章介绍了反应堆瞬态热工水力分析模型和典型求解方法；第7章对目前已获得广泛应用的系统分析程序和典型CFD计算程序的结构和应用等进行了简要介绍。
本书的编写分工如下：孙中宁编写第1，2章和第3章的3.1节~3.3节，并负责全书的统稿和内容审核；范广铭编写第3章的3.4节~3.7节和第4章；王建军编写第5，6，7章。在本书的编写过程中，硕士研究生李文超、李伟超、郭恒辰等参加了书稿的校对工作，在此表示衷心的感谢！
在本书的编写过程中，编者总结了哈尔滨工程大学在“反应堆热工水力学”课程教学上的经验，参考了国内外已出版的反应堆热工水力学分析、流体力学、两相流、传热学等方面的教材和参考文献。由于编者水平有限，加之时间仓促，书中难免有疏漏和错误之处，敬请读者批评指正。
