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核反应堆物理分析【正版书】 【店主推荐，正版书放心购买，可开发票】
本书介绍核反应堆物理的基础理论、物理过程和分析计算方法。内容包括 与堆物理有关的核物理知识，中子在介质中的慢化和扩散，临界理论，非均匀堆的计算、燃耗、反应性、反应堆动力学和堆芯燃料管理。本书是高等学校核能科学与工程专业的教材，也可供核科学与技术有关专业的工程技术人员及研究人员参考。
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核反应堆控制【达额立减】 线上线下同步销售，请咨询客服查询库存后下单，避免纠纷。
本书在论述自动控制基本理论的基础上，介绍了核反应堆控制的一般概念，核反应堆的动力学模型以及在时间域和频率域对反应堆及其控制系统的稳定性和动态特性的分析方法。特别着重介绍了压水堆核电厂功率分布控制及控制系统。
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核反应堆安全分析 朱继洲 编 西安交通大学出版社【售后无忧】 【速开发票，优质售后，支持7天无理由退换】
本教材以压水堆、快堆、高温气冷堆和重水堆型核电厂为研究对象（以压水堆型为主），着重论述三里岛核电厂事故发生后20多年来，核安全与反应堆事故分析中的主要课题与重大进展。全书分为两篇共12章。第一篇是压水堆安全分析，在介绍核反应堆安全基本原则、安全功能基础上，用确定论安全评价法，对压水堆各类设计基准事故进行分析，介绍了事故计算的建模和典型计算程序；分析了严重事故（即超设计基准事故）物理过程与处置对策，进一步阐述了核安全评价中新的系统工程安全评价技术——概率安全评价法。第二篇是快堆、高温气冷堆和重水堆的安全分析。 《核反应堆安全分析》是高等学校核科学与核技术学科各本科生专业核心课程和硕士研究生学位课程的教材。也可供从事核反应堆、核电厂管理、设计、研究、运行等方面工作的科技人员参考。《核
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正版核动力工程论文集 2010-2020 西安交通大学出版社
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核反应堆安全分析朱继洲 编西安交通大学出版社9787560518411 正版旧书，保证质量，此书为单本而非一套，电子发票！
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轻水反应堆材料老化 (法)弗朗索瓦·卡坦特|责编:邓瑞//田华|译者:邱绍宇//徐祺//孙永铎 西安交大 正版全新书籍 正规发票 多仓就近发货 85%城市次日送达 关注店铺可享店铺优惠!
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本教材以压水堆型核电厂为研究对象，着重论述美国三哩岛核电厂事故发生后十多年来核安全与反应堆事故分析中的主要课题与重大进展。全书共9章，第1、2章介绍核反应堆安全的基本原则、核反应堆的安全性及安全功能，说明当前国际核能界对核电厂安全与事故对策的见解与实践；第3章阐述核反应堆瞬态分析基础；第 4章用确定论安全评价法，对压水堆各类设计基准的事故过程进行分析；第5章阐述严重事故（即超设计基准事故）过程、分析方法和事故的处置与对策；第6章介绍安全分析模型建立方法与已获成功应用的典型计算程序；第7章介绍核安全评价中另一种新的系统的工程安全评价技术——概率安全评价法；第8章分析事故情况下放射性物质释放规律、辐射后果及其防护原则；第9章讨论新一代压水堆安全性的改进与发展。 本书是高等学校核能工程系高年级学
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