书名： 核反应堆热工水力学基础（第2版）

作者： 潘良明

ISBN：978-7-5689-2216-6 

出版日期：2024 年 3 月

定价69

内容提要

      核反应堆是一个将可控的核反应所产生的热量引出做功,或者直接利用其热能实现其他用途的系统。该过程涉及燃料元件内的导热过程、冷却剂中包括沸腾在内的对流传热过程,以及与之相关流动过程的压降 特性等问题。本书共 6 章,主要内容包括动力堆的热工水力特征和设计准则、反应堆释热和燃料元件的热工 分析、冷却剂的传热、反应堆的水力分析、堆芯稳态热工分析及堆芯瞬态热工分析等,每章附有思考题和习 题。全书内容力求精简,讲求从设计者的视角来观察反应堆热工水力分析的问题。 

      本书可作为高等学校核工程与核技术专业本科及研究生的热工分析类课程教材和核反应堆运行及维护 人员取证培训相关课程的教材,也可作为从事核反应堆设计和安全分析工程技术人员的参考书目。

修订背景

习近平总书记在党的二十大报告中两次提到我国的核电和核电技术，强调“积极稳妥推进碳达峰碳中和”、“积极安全有序发展核电”。在世界核能界面临百年未有之大变局的今天，如何安全有序地发展核能技术，核安全技术的内涵是什么，如何保证核安全和核能经济性，都是我们所有核能工作者所面临亟待解决的问题。

       2020年本书第一版出版后，受到了国内各高校及相关科研院所的广泛关注，也受到了国外部分学者和出版商的关注，有不少的高校已经将本书用于本科教学中。在本书的使用过程中，结合重庆大学多相流和界面现象实验室（MFIP）团队近年所开展的科研工作，让编著者对核反应堆热工基础问题有了一些新的认识；近年来中国核电技术飞速的发展，也产生了不少的新技术和新思路，有必要对第一版进行修订以体现这些新内容，特别是有必要在教材中体现课程思政的内容。

      本书将部分参考堆型修改为中国的主流堆型，将一些理论、模型及方法修改，更加符合我国安全审评的相关程序和要求，更加强调基础性的模型。增加了冷却剂、热工设计限值及其他限值等章节，修订了概率论相关内容；对一些基础性问题针对近年热点的堆型进行了扩展；并改正了在第一版中出现的一些小的错误和不足。

      特别感谢中核集团多位专家，提供了我国主流堆型的一些详细参数；以及广核集团、上海交通大学、哈尔滨工程大学和西安交通大学的专家教授对本次修订提供的帮助。