核反應(yīng)堆熱工水力

　　核反應(yīng)堆熱工水力是高校核工程專(zhuān)業(yè)核心課程之一。 本書(shū)首先介紹堆內(nèi)熱量產(chǎn)生、燃料元件傳熱、單相對(duì)流傳熱、兩相流動(dòng)和沸騰傳熱的基本過(guò)程；在此基礎(chǔ)上，給出了反應(yīng)堆堆芯穩(wěn)態(tài)熱工設(shè)計(jì)準(zhǔn)則、堆芯熱工設(shè)計(jì)的單通道分析方法和子通道分析方法；最后簡(jiǎn)單介紹了計(jì)算流體力學(xué)及其在反應(yīng)堆熱工水力中的應(yīng)用，以及臨界流、兩相逆流限制、支管夾帶、自然循環(huán)等特殊重要現(xiàn)象。 本書(shū)可作為高等院校核工程專(zhuān)業(yè)本科生教材，也可供核工程領(lǐng)域研究生及技術(shù)人員參考。

　　顧漢洋，博士、教授，上海交通大學(xué)核科學(xué)與工程學(xué)院院長(zhǎng)。主要研究領(lǐng)域?yàn)榉磻?yīng)堆熱工水力數(shù)值分析和比例模化、 汽（氣）液兩相流、 超臨界流體流動(dòng)傳熱。近年來(lái)，負(fù)責(zé)國(guó)家自然科學(xué)基金重大研究及國(guó)家自然科學(xué)基金青年基金；同時(shí)，負(fù)責(zé)多項(xiàng)科技部核電重大專(zhuān)項(xiàng)課題?？蒲谐晒啻潍@省級(jí)科技一等獎(jiǎng)，以及中國(guó)核能行業(yè)協(xié)會(huì)科技進(jìn)步獎(jiǎng)等。