本書比較系統(tǒng)全面地介紹了核反應堆安全傳熱的專業(yè)知識，書中內(nèi)容涵蓋了有關(guān)反應堆瞬態(tài)運行及事故過程的堆芯傳熱，介紹了嚴重事故發(fā)生后燃料及其冷卻劑的傳熱特性、嚴重事故過程中一些特殊情況下的傳熱機理，分析了反應堆的安全傳熱過程。教材的主要內(nèi)容包括有：核反應堆安全及核反應堆瞬態(tài)熱工分析、自然循環(huán)流動與傳熱、核反應堆沸騰臨界后傳熱

本書的主要內(nèi)容有核數(shù)據(jù)庫制作、中子輸運方程、中子輸運方程的確定論數(shù)值方法、中子輸運方程的擴散近似及其數(shù)值方法、中子輸運方程的概率論方法、共振自屏計算方法、燃耗方程及其數(shù)值方法、中子輸運共軛方程與微擾方法、核反應堆中子動力學、壓水堆堆芯物理計算流程和方法、敏感性和不確定性分析。

本書共12章，內(nèi)容包括：法規(guī)標準、軟件評價概述、軟件質(zhì)量保證、軟件需求分析、軟件功能、軟件理論模型、軟件測試、分離效應確認、整體效應確認、不確定性分析、評價計算、評價結(jié)論。

本書共有10章。第1章為比例�；�概述。第2章詳細闡述了目前比較常用的比例�；�方法。第3章詳細講解了現(xiàn)象識別與排序表。第4章介紹了自然循環(huán)現(xiàn)象的比例�；�分析過程。第5章至第7章分別針對小破口失水事故、大破口失水事故及蒸汽發(fā)生器傳熱管破損事故進行了�；�分析。第8章介紹了分數(shù)�；�法的應用。第9章闡述了幾種典型的熱工水力現(xiàn)象的

本專著針對外力場環(huán)境下�；�核能動力裝置自然循環(huán)熱工水力學問題，詳細介紹了外力場環(huán)境自然循環(huán)熱工水力相關(guān)實驗和理論方法，解決了外力場環(huán)境對自然循環(huán)驅(qū)動力和阻力基本特性的影響機理、外力場環(huán)境對自然循環(huán)流動失穩(wěn)行為和沸騰臨界行為的影響機制三個重大基礎(chǔ)科學問題。為確保我國�；�核能動力裝置核安全提供了重要技術(shù)支撐，為我國實施“走

本書全面闡述了核反應堆熱工水力中比例�；�方法的研究現(xiàn)狀，系統(tǒng)、詳細地講述了比例�；�在整體效應試驗和分離效應試驗中的應用。全書共有10章。第1章為比例模化概述。第2章詳細闡述了目前比較常用的比例�；�方法。第3章詳細講解了現(xiàn)象識別與排序表。第4章介紹了自然循環(huán)現(xiàn)象的比例模化分析過程。第5章至第7章分別針對小破口失水事故、大

核動力廠安全分析用計算機軟件是核動力廠安全分析的重要工具，對安全分析軟件的適用性進行評價是核動力廠安全監(jiān)管的基礎(chǔ)工作之一。安全分析軟件的審查、評價是一項技術(shù)復雜、難度較大的工作。國家核安全局在2018年正式啟動了自主化安全分析軟件評價工作，但是具有可操作性的、可直接指導技術(shù)評價的方法尚未形成，使得安全分析軟件的評價工作

本書從一體化壓水堆的結(jié)構(gòu)、特點、系統(tǒng)設(shè)備、運行特性等方面深入闡述了一體化壓水堆的熱工水力特性。結(jié)合作者十幾年針對一體化壓水堆熱工水力特性的研究，理論與實際相結(jié)合，深入淺出地描述了一體化壓水堆的特點和運行特性。全書共分為8章，主要包括緒論、反應堆熱工水力分析、直流蒸汽發(fā)生器運行特性、一體化壓水堆穩(wěn)態(tài)熱力分析、一體化壓水堆

本專著針對外力場環(huán)境�；�核能動力裝置強迫循環(huán)熱工水力學問題，詳細介紹了外力場環(huán)境強迫循環(huán)熱工水力實驗和理論方法，介紹了外力場環(huán)境對強迫循環(huán)工況下流動傳熱、流動失穩(wěn)和沸騰臨界等熱工水力行為的影響特性，是我國首次全面、系統(tǒng)、深入地開展外力場環(huán)境對反應堆安全性和可靠性影響研究，是提高海上核動力平臺、浮動式核電站反應堆綜合性能

本書共分八章，包括反應堆物理基礎(chǔ)、中子動力學方程、次臨界反應堆中子增殖特性、偏離臨界反應堆中子增殖特性、中子動力學方程數(shù)值解法等。