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| 編輯推薦： |
核能与核技术出版工程是十二五国家重点图书出版规划项目、上海高校服务国家重大战略出版工程，由中国科学院院士、中央文史研究馆馆员、曾任复旦大学、英国诺丁汉大学校长的杨福家先生担任总主编。
丛书的编委及作者都是活跃在核科学前沿领域的优秀学者，如核反应堆工程及核安全专家王大中院士、核武器专家胡思得院士、实验核物理专家沈文庆院士、核动力专家于俊崇院士、核材料专家周邦新院士、核电设备专家潘健生院士，还有国家杰出青年科学家、973项目首席科学家、国家千人计划特聘教授等一批有影响的科研工作者。他们都来自各大高校及研究单位，如清华大学、复旦大学、上海交通大学、浙江大学、上海大学、中国科学院应用物理研究所、中国科学院近代物理研究所、中国原子能科学研究院、中国核动力研究设计院、中国工程物理研究院、上海核工程研究设计院、上海市辐射环境监督站等。本丛书是他们最新研究成果的荟萃，其中多项研究成果获国家级或省部级大奖，代表了国内甚至国际先进水平。丛书涵盖军用核技术、民用动力核技术、民用非动力核技术及其在理、工、农、医方面的应用。内容系统、全面、前沿，极具实用性、指导性和参考价值。
丛书读者对象为高校核工程学院及
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| 內容簡介： |
本书是十二五国家重点图书出版规划项目核能与核技术出版工程之一，主要内容包括：压水型反应堆、反应堆冷却剂系统、核辅系统、专设安全系统、仪表与控制系统、源项与辐射防护、反应堆装卸料、可靠性和维修性设计、蒸汽动力转换系统简介、力学分析与评定、事故安全分析、运行及运行分析、事故管理、老化管理、试验验证、舰船核动力装置退役、核动力技术发展趋势。系统而全面地介绍了船用核动力研制全过程、全寿期知识。
本书可供核能工程领域研究人员参考，也可作为高等学校核专业教学之用。
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| 目錄：
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1. 概述
1.1 引言
1.2 船用核动力的基本类型
1.3 船用核动力的设计特点及发展趋势
2. 核反应堆
2.1 概述
2.2 核反应堆物理
2.3 反应堆热工水力
2.4 燃料组件及其相关组件
2.5 反应堆压力容器
2.6 控制棒驱动机构
2.7 反应堆堆内构件
2.8 反应堆支承及屏蔽
3. 反应堆冷却剂系统
3.1 系统简述
3.2 设计要求
3.3 系统布置
3.4 系统特性设计
3.5 主要设备简介
3.6 反应堆冷却剂水化学
4. 核辅助系统
4.1 系统简介
4.2 压力安全系统
4.3 余热排出系统
4.4 补水系统
4.5 设备冷却水系统
4.6 净化系统
4.7 阀门
5. 专设安全系统
5.1 概述
5.2 应急堆芯冷却系统
5.3 堆舱排热系统
5.4 消氢系统
5.5 第二套停堆系统
5.6 安全注射系统设计流程案例分析
6. 仪表与控制系统
6.1 概述
6.2 核测量系统
6.3 过程测量与控制系统
6.4 反应堆功率调节系统
6.5 反应堆保护系统
6.6 控制棒控与棒位测量系统
6.7 泵与阀门电气控制系统
6.8 人机信息显示及操纵系统
6.9 仪表与控制系统的数字化
7. 蒸汽动力转换系统
7.1 概述
7.2 蒸汽系统
7.3 凝水和给水系统
7.4 蒸汽排放系统
7.5 循环冷却水系统
7.6 汽轮齿轮机组
7.7 汽轮发电机组
8. 源项与辐射防护
8.1 辐射防护概念及原则
8.2 源项设计
8.3 辐射防护设施
8.4 辐射防护工作管理
9. 减振降噪
9.1 概述
9.2 振动噪声源及传递路径
9.3 振动噪声控制措施
10. 力学分析与评定
10.1 概述
10.2 力学分析的主要理论
10.3 力学分析的主要方法
10.4 力学分析的主要内容
10.5 分析与评价
11. 可靠性和维修性设计
11.1 概述
11.2 可靠性维修性管理
11.3 可靠性设计与分析
11.4 维修性设计与分析
11.5 可靠性试验与评价
12. 事故安全分析
12.1 概述
12.2 事故分析方法
12.3 设计基准事故分类及其分析要求
12.4 事故分析实例
12.5 严重事故
13. 运行及运行分析
13.1 概述
13.2 运行
13.3 反应堆事故工况运行分析
13.4 运行分析实例
14. 事故管理
14.1 概述
14.2 事故管理目标
14.3 事故管理方法
14.4 事故管理对象
14.5 典型事故热工水力现象诊断方法
14.6 事故的应急
15. 老化管理
15.1 老化管理的概念
15.2 老化管理的发展现状
15.3 老化管理策略
15.4 运行期间的老化管理
15.5 老化管理在延寿上的应用
16. 试验验证
16.1 概述
16.2 船用核动力试验分类
16.3 系统综合验证试验
16.4 反应堆物理启动试验
16.5 系泊和航行试验
16.6 工程模式堆工程考核试验
16.7 虚拟试验与数字化反应堆系统仿真验证
17. 反应堆装卸料
17.1 概述
17.2 反应堆装料
17.3 反应堆卸料
17.4 反应堆换料的设计
18 船用核动力装置退役
18.1 概述
18.2 退役方案研究
18.3 退役前，核动力装置状态研究
18.4 反应堆退役
18.5 堆舱内回路系统及其他设备退役
18.6 放射性废物处理
18.7 辐射防护与安全
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