本书主要叙述了核反应堆热工水力学分析的基础理论和一些主要的分析方法。由于考虑到与先修课程的衔接，本书也介绍了热力学和传热学的一些基本知识和分析方法。

本书的主要内容包括核能系统中的基本热力过程、核反应堆内材料的选择、堆芯内的热量产生、燃料元件内的导热过程、燃料元件和冷却剂之间的传热过程、流动系统的水力和输热分析等，并在此基础之上，进一步介绍了核反应堆稳态热工设计原理。

本书可作为高等院校核反应堆工程专业高年级本科生的专业基础课教材，也可供相关专业的工程技术人员参考。

本书主要叙述了核反应堆热工水力学分析的基础理论和一些主要的分析方法。由于考虑到与先修课程的衔接，本书也介绍了热力学和传热学的一些基本知识和分析方法。

本书的主要内容包括核能系统中的基本热力过程、核反应堆内材料的选择、堆芯内的热量产生、燃料元件内的导热过程、燃料元件和冷却剂之间的传热过程、流动系统的水力和输热分析等，并在此基础之上，进一步介绍了核反应堆稳态热工设计原理。

本书可作为高等院校核反应堆工程专业高年级本科生的专业基础课教材，也可供相关专业的工程技术人员参考。

随着人们对核电安全需求的不断提高，核反应堆热工水力学的理论和分析方法也在这种需求的推动下不断地改进和提高。现在人们已经可以用各种各样的计算机程序相当准确地预计和模拟核反应堆内发生的热工水力过程。本书的目的就是使读者全面地掌握现代核反应堆热工水力学分析的基础理论和计算分析方法。

本书主要介绍了核反应堆热工水力学分析的基础理论和一些主要的分析方法。热工水力学包括两大部分的内容，即热工学和水力学。热工学是研究核反应堆中的热量产生和传递的科学，水力学是研究核反应堆系统中流动规律和流动稳定性的科学。本书主要叙述了核能系统的基本热力过程、核反应堆堆芯材料以及热物性、燃料棒内的释热和导热，并对单相流和两相流分别进行水力学分析和传热分析，在此基础之上进一步介绍了核反应堆稳态热工设计原理。

全书共分8章。第1章叙述了核反应堆的发展概况，扼要介绍了各种类型动力堆的结构和原理，并在此基础之上介绍了核反应堆热工水力学分析的目的和任务。写这部分内容的目的是： 一方面为了给后续部分的分析打好基础；另一方面还为了避免非核工程专业人员在阅读本书时发生困难。

第2章主要讲述了核能系统中的基本热力过程，包括基本的热力参数、水物性查表计算、蒸汽动力循环和核电厂普遍采用的回热式蒸汽动力循环。这章我们只是对本书中将要涉及的一些热力学基本概念进行了必要的阐述。

第3章阐述了堆芯内材料的选择方法和堆芯内热源的计算方法，在此基础上，第4章重点对燃料元件内的传热进行了深入的分析，包括芯块内的导热、芯块和包壳之间的气隙传热等。

第5章与第6章分别介绍了单相流和两相流的分析方法。为便于理解和掌握，把单相流的流动和传热放在一起进行阐述。对于沸腾两相流引入了与单相流分析不同的一些方法和基本概念，对两相流压降和沸腾传热进行了深入的介绍，逐步建立起沸腾临界的概念和计算方法。

第7章介绍了核反应堆稳态热工设计的方法——单通道分析方法和子通道分析方法。

第8章介绍了一些特殊的热工水力现象，包括临界流、自然循环、流动不稳定性等。本书第3版的修订反映了反应堆热工流体分析领域最新的进展，是针对48～64学时的课程编写的，对于学时数量较少的课程设置，第6章的两相流摩擦压降、第7章的子通道分析方法和第8章的内容可以选择性地使用。

本书的重点是核反应堆的稳态热工设计原理，包括燃料元件内的传热过程、单相流和两相流的热工水力分析、单通道分析方法和子通道分析方法。为了知识体系的完整，最后还介绍了一些诸如临界流、流动不稳定性等特殊的热工水力现象。

本书对单相流和两相流的分析方法进行了新的探索，由浅入深，推理严谨，并将热力学、传热学、水力学与实际的核反应堆工程密切结合起来进行阐述，因此是一本理论性和工程性都很强的教材。

本书要求读者具备一定的核反应堆物理、传热学和水力学的基础知识。本书在内容安排上，力求体系完整、由浅入深。通过本课程的学习，学生能获得全面的热工水力学分析基础知识，并为以后的科研和工程实践打下一定的理论基础。

随着开设核专业的院校逐渐增多，本书被广大兄弟院校采用的同时，也得到了来自各方面的宝贵反馈意见。为了适应新形势下的教学需要，此次修订进行了较大的调整，在内容的选取、内容讲解的深度、推导的过程、习题的设置等方面均进行了优化。然而，由于各种原因，书中难免还会有片面、不足甚至错误之处，诚望读者和使用本教材的广大师生提出宝贵意见，不胜感激。

编著者

2018年1月于清华园

第1章绪论1

1.1核反应堆分类2

1.1.1压水堆3

1.1.2沸水堆8

1.1.3重水堆10

1.1.4高温气冷堆14

1.1.5钠冷快堆19

1.2核反应堆热工水力学分析的目的和任务25

参考文献28

习题28

第2章核能系统中的热力过程29

2.1状态参数29

2.1.1压力30

2.1.2温度31

2.1.3比体积32

2.1.4比内能、比焓与比熵32

2.1.5水的物性32

2.1.6水的热力学性质图34

2.2蒸汽动力循环39

2.3蒸汽再热循环与回热循环41

参考文献43

习题43

第3章材料与热源45

3.1核燃料45

3.1.1UO2的密度47

3.1.2UO2的熔点48

3.1.3UO2的热导率48反应堆热工水力学（第3版）3.1.4UO2的比定压热容50

3.1.5UO2的线膨胀系数51

3.2包壳材料52

3.2.1包壳的作用52

3.2.2包壳材料的选择52

3.2.3Zr4合金的热导率53

3.2.4Zr4合金的比定压热容53

3.3冷却剂和慢化剂54

3.4堆热源及其分布55

3.4.1压水堆裂变能分配55

3.4.2核裂变截面56

3.4.3裂变率与体积释热率59

3.4.4均匀堆释热率空间分布61

3.4.5功率分布与展平62

3.4.6停堆后核反应堆的功率64

参考文献65

习题66

第4章燃料元件传热分析67

4.1燃料元件导热过程67

4.1.1傅里叶导热定律67

4.1.2定常热导率法69

4.1.3积分热导率法73

4.2气隙导热75

4.2.1气隙导热模型76

4.2.2接触导热模型77

4.3燃料元件传热分析78

参考文献79

习题80

第5章单相流分析82

5.1单相流输运方程82

5.1.1引言82

5.1.2集总参数质量控制体87

5.1.3集总参数体积控制体90

5.1.4分布参数积分法94

5.1.5分布参数微分法98

5.1.6微分方程的一般形式108

5.1.7湍流微分方程简述108

5.2单相流水力学分析110

5.2.1无黏流动110

5.2.2黏性流动116

5.2.3管内层流120

5.2.4管内湍流123

5.2.5单相流压降127

5.3单相流传热分析131

5.3.1准则数132

5.3.2层流传热135

5.3.3湍流传热138

5.3.4金属流体传热144

5.3.5自然对流传热145

参考文献146

习题148

第6章两相流分析151

6.1描述两相流的物理量151

6.1.1描述两相流的方法152

6.1.2体积平均量153

6.1.3面积平均量155

6.2两相流输运方程159

6.2.1一维混合流方程159

6.2.2三维两流体输运方程161

6.2.3一维两流体输运方程167

6.3两相流水力学分析171

6.3.1流型判别171

6.3.2两相流分析模型176

6.3.3均匀流模型两相流压降180

6.3.4漂移流模型两相流压降183

6.4两相流传热分析193

6.4.1沸腾曲线与传热分区193

6.4.2两相对流换热197

6.4.3核态沸腾起始点200

6.4.4核态沸腾传热202

6.4.5沸腾临界点203

6.4.6临界热流密度203

6.4.7沸腾临界后传热207

参考文献210

习题212

第7章核反应堆稳态热工设计214

7.1热工设计准则214

7.2热通道因子216

7.2.1核热通道因子217

7.2.2工程热通道因子218

7.2.3降低热通道因子的途径225

7.3单通道分析方法225

7.3.1一维流动方程225

7.3.2加热通道内单相流228

7.3.3加热通道内的两相流分析234

7.4子通道分析方法简介244

7.4.1子通道间的交混246

7.4.2子通道分析的守恒方程246

参考文献250

习题250

第8章一些特殊的热工水力现象252

8.1临界流252

8.1.1现象252

8.1.2分析方法253

8.1.3临界流模型255

8.2自然循环259

8.2.1现象259

8.2.2自然循环流量259

8.3流动不稳定性261

8.3.1概述261

8.3.2静态不稳定性262

8.3.3动态不稳定性266

8.3.4流动不稳定性分析方法268

附录A核燃料的热物性272

附录B包壳材料的热物性273

附录C冷却剂的热物性274

附表C1饱和水热物性274

附表C2饱和水蒸气热物性275

附表C3水和水蒸气在不同压力和温度下的比焓h276

附表C4水和水蒸气在不同压力和温度下的比体积瘙
經×103277

附表C5水和水蒸气在不同压力和温度下的比定压热容cp278

附表C6水和水蒸气在不同压力和温度下的动力黏度μ×106279

附表C7水和水蒸气在不同压力和温度下的热导率k×103279

附录D一些固体材料的热物性280

人们对核电安全的需求在不断提高，核反应堆热工水力学的理论和分析方法也在不断地发展。现在我们已经可以用计算机程序相当准确地预计和模拟核反应堆内发生的热工水力过程。本书的目的是使读者全面地掌握现代核反应堆热工水力学分析的基础理论和计算分析方法。本书主要叙述核能系统的基本热力过程、堆芯材料以及热物性、燃料棒内的释热和导热，并对单相流和两相流分别进行水力学分析和传热分析，在此基础之上进一步介绍核反应堆稳态热工设计原理。

俞冀阳 1994年毕业于清华大学工程物理系，1999年获清华大学工学博士后在清华大学工程物理系任教，从事反应堆热工水力与安全方面的人才培养和科学研究工作。在清华大学主讲的课程：《反应堆热工水力学》、《核电厂系统与运行》、《核电厂事故分析》、《反应堆热工流体数值计算》等课程。主要承担的科研工作：国家973计划超临界水冷堆关键科学问题研究，大型先进压水堆非能动安全壳冷却系统研究，钍基燃料先进堆开发，核动力装置优化设计等。