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。

    《核材料与应用》是为工程物理系本科生“核材料系列课程”编写的教材之一，内容包括核能利用与核材料，核燃料，锆合金包壳材料，压力壳用低合金高强度钢，反应堆用不锈钢，核电厂用高温合金及耐热钢，高温气冷堆用石墨材料，快堆燃料和包壳材料，中子吸收材料及屏蔽材料，聚变堆材料等共10章，涉及核材料与应用的各个方面。
    本书针对不同的材料，如核压力容器用钢、反应堆用不锈钢、耐热钢、高温合金、锆合金、控制、慢化和反射材料等，不同的结构，如燃料元件

　　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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