核能是当今世界上最有效和最可靠的能源形式之一。随着越来越多的工厂在世界范围内进行调试或改造，运营商、维护人员、技术人员和学生至少了解反应堆物理基础知识越来越重要。核反应堆物理基础知识包括以下要点：裂变反应堆如何工作、各种核反应堆设计的方法及其安全有效的操作，使读者能够深入了解其行为如何影响设施部件和系统的安全可靠运行。此书由教育工作者撰写，在核电行业拥有超过38年的经验。核反应堆物理学的基础知识为读者提供了反应堆物理基础知识的逐步指导，以确保将工程概念应用于工作的坚实基础。这个易于使用，易于使用

本书以压水堆核动力装置作为主要对象，介绍热工水力的基本概念、基本理论和计算、分析方法。全书共11章，包括核能与反应堆发展概况、热工水力分析的任务，堆芯材料和热源分布，热工水力学的理论基础，反应堆内稳态与正常瞬态热工分析，蒸汽发生器和稳压器的热工分析，核动力装置内的水力分析，反应堆稳态及正常瞬态热工设计和分析，海洋和机动条件下流动和换热，以及核动力装置热工水力计算分析工具等。

本书根据四川大学核工程与核技术专业多年热工水力实验教学经验编写。本书首先介绍了热工分析的意义及主要内容、相似理论和模化实验、常用热工测量参数及仪表、误差与数据等与实验相关的基础背景知识；然后选编了11个典型的实验项目，每个实验项目又大致分为实验目的、实验内容、实验原理、实验段及测量、工况安排、实验步骤和实验数据处理几个部分，并提供相关思考题；最后，在本书附录中简要介绍了用于反应堆热工实验的实验装置。

本书比较全面地介绍了当今世界上的先进核反应堆，不仅包括先进水冷堆、先进气冷堆、先进液态金属冷却的反应堆和先进液体燃料反应堆，还包括空间堆、裂变-聚变堆和加速器驱动的次临界堆等新概念反应堆；以第三代和第四代核反应堆为主，介绍了目前世界各国正在研究的一些新概念反应堆；介绍了这些反应堆的基本原理、结构特点、运行特性和安全特性等。书中选用的堆型齐全、内容新颖，充分展现了反应堆技术的**发展。

　　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。《核反应堆热工水力学基础（慕课版）》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。
　　《核反应堆

本书分十一章，内容包括：核反应堆的核物理基础、中子慢化和慢化能谱、中子扩散理论、多群中子扩散理论、核燃料燃耗与增值等。

　　《核反应堆控制（第二版）》在论述核反应堆与核电厂控制的一般概念和基础知识、线性离散时间控制系统的分析方法和线性控制系统的状态空间分析方法的基础上，介绍了核反应堆的动力学模型及其瞬态响应分析；以不同形式的数学模型为基础详细讨论了各种类型核反应堆及其控制系统的稳定性分析方法；介绍了压水堆核电厂功率分布控制、功率控制以及其他主要过程参数控制；同时也介绍了其他类型动力堆的控制和数字控制系统及其在核电厂的应用；最后介绍了先进压水堆核电厂的控制原理和数字化仪表与控制系统。
　　《核反应堆控制（第二

　　反应堆热工水力分析在核反应堆工程中起着十分重要的作用。本书在对核反应堆分类、核能系统中的热力过程

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