压水反应堆热工分析查看源代码讨论查看历史

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《压水反应堆热工分析》，反应堆热工设计著作。美国核学会系列专著之一。汤烺孙和乔·韦斯曼(见“核反应堆设计原理”)合著。美国核学会于1970年出版第1版，于1979年出版第2版。第2版中译本，原子能出版社1983年出版，袁乃驹等译，袁乃驹校。

内容简介

本书有前言、正文5章和索引。中译本还补充了译者的话、汤烺孙为中译本写的序和韦斯曼编、陈叔平和程萍合译的习题，共约43万字。本书介绍了压水堆热工水力设计的基本原理，内容侧重工程实际，包括一些设计中需要的、而又为一般手册所缺乏的经验数据、工程性能和计算机技术。第1章介绍了反应堆结构、堆芯内功率的产生和分布以及结构部件和慢化剂内的释热。第2章研究了燃料元件的热物性、机械性能和热传导特性以及燃料棒温度的稳态和瞬态分析方法。第3章论述了单相流和两相流的基本流动特性、流动不稳定性以及液体夹带、带汽和汽水分离。第4章研究了冷却剂通道内的稳态和瞬态输热、单相强迫对流传热和沸腾传热以及蒸汽发生器和固体慢化剂、结构部件内的传热。第5章论述了堆芯的稳态和瞬态热工水力设计方法、堆芯性能的正常运行分析和安全分析以及反应堆保护和监测代表。每章后面都有小结和大量参考文献。本书内容密切结合工程实际，总结了核动力事业开始发展以来的压水堆热工方面的主要成果，给出了反应堆热工水力分析方面的一些新公式和设计方法以及以计算机为基础的设计技术和安全分析方法。它对核工程专业及热能工程专业的大专学生、研究生以及有关的工程技术人员有很大的实用价值。

作者简介

汤烺孙(L.S.Tong，1915— )，华裔美国反应堆热工专家，博士。曾任美国核管理委员会的核管理研究办公室首席科学家和水堆安全研究部副主任，在西屋电气公司工作期间历任要职。在匹兹堡的卡内基大学讲学期间完成了本书初稿。曾多次来华访问和讲学，并任中国核工业总公司顾问。主要著作有《压水反应堆热工分析》(合著)、《轻水反应堆发展趋势与热工水力设计》、《沸腾危机与临界热流密度》、《沸腾传热和两相流动》等。

工具书

工具书是专供查找知识信息的文献。它系统汇集某方面的资料，按特定方法加以编排，以供需要时查考使用。根据工具书的基本性质和使用功能，可以划分为检索性工具书和参考性工具书（美国工具书专家盖茨称其为控制-检索型工具书和资料型工具书，Information:control and access，Sources of information)。另外还可以根据语种、学科内容、规模大小等标准进行划分。

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