本專著針對外力場環(huán)境海基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、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、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、中子動力學方程數值解法等。

1986年發(fā)生的切爾諾貝利核泄漏事故震驚世界，成為意義復雜的全球性文化符號。哈佛大學烏克蘭史講席教授沙希利·浦洛基在本書中，利用新近公開的政府檔案，結合大量目擊者的訪談素材，詳盡而富有條理地敘述了切爾諾貝利事件的背景、起因、過程、后續(xù)，及其對人類、對自然、對國際社會所造成的深遠影響。全書涉及400多個人物

本書分為三個部分：智能科學與因素思維(第2-5章)；因素思維與智能系統故障分析理論(第6-11章)；系統狀態(tài)的智能分析方法(第12-15章)。具體包括因素驅動與東方思維、數據-因素-算勛-算法作用和關系、人和人工智能系統的概念形成、因素空間與人工智能樣本選擇、空間故障樹與因素空間、系統可靠-失效模型與智能實現、人工智能

本書以壓水堆核動力裝置作為主要對象，介紹熱工水力的基本概念、基本理論和計算、分析方法。全書共11章，包括核能與反應堆發(fā)展概況、熱工水力分析的任務，堆芯材料和熱源分布，熱工水力學的理論基礎，反應堆內穩(wěn)態(tài)與正常瞬態(tài)熱工分析，蒸汽發(fā)生器和穩(wěn)壓器的熱工分析，核動力裝置內的水力分析，反應堆穩(wěn)態(tài)及正常瞬態(tài)熱工設計和分析，海洋和機動

熱管冷卻反應堆(簡稱“熱管堆”)具有系統簡潔、運行可靠、續(xù)航能力強等優(yōu)點,能夠有效解決微小型核動力裝備的能源動力問題�！督z網芯鈉熱管反應堆多尺度輸熱機理研究》圍繞熱管堆輸熱這一關鍵問題,從微觀絲網吸液芯傳熱到宏觀熱管傳熱,再到整個熱管堆系統傳熱三個不同層次開展理論和實驗研究。解析了熱管毛細微觀機理與宏觀熱質輸運特性,構

本書詳細介紹了核反應堆中石墨材料的結構力學性能的先進測試及分析方法，主要涉及數字圖像相關等光測力學方法在核石墨這種準脆性材料及由它構成的若干復雜核石墨結構力學性能測試中的應用。測試及研究的力學性能包括核石墨材料的彈性參數、強度準則、損傷演化規(guī)律、斷裂韌性以及核石墨結構的接觸強度和碰撞性能等。

"本書為核動力相關堆芯測量教材，書中介紹了通用性壓水堆的測量原理及檢測技術的有關內容。 全書共分為7章，系統地闡述了壓水堆的中子注量率、堆芯冷卻劑溫度、壓力容器液位以及控制棒棒位的檢測原理、檢測技術以及測點布置，并從反應堆檢測的高可靠性和反應堆儀表的安全性要求出發(fā)介紹了儀表的可靠性分析和設計的原則。各章均含有詳盡的舉例

本書介紹了一體化壓水堆的結構特點、系統設備和運行特性，著重介紹了反應堆和直流蒸汽發(fā)生器的熱工水力分析模型，并通過一體化反應堆的穩(wěn)態(tài)及瞬態(tài)分析，闡述了先進控制方法在一體化反應堆的應用性能，指出一體化反應堆的固有安全特性，最后簡要介紹了海洋條件下反應堆的熱工水力。

本書系統、全面地介紹了汽液兩相流的基本理論、核動力直流蒸汽發(fā)生器中涉及的流動沸騰現象及危機，提供了描述核動力直流蒸汽發(fā)生器汽液兩相流動與換熱的完整數學模型，分別給出了不同類型管與直管式直流蒸汽發(fā)生器內的汽液兩相流動與傳熱規(guī)律，探討了改善蒸干及蒸干后傳熱的措施。