本書介紹了核反應堆的基本設計原理。全書共分六章，內容包括核動力堆的發展方向和選型、設計概述、堆物理設計計算、熱工水力分析、堆結構和燃料元件設計，以及安全分析。書中也介紹了計算、分析和設計中所用的計算機程序。
本書為核反應堆工程與安全、能源和核能利用、核能與能源工程等專業的教材，也可供核反應堆管理、設計和運行人員以及關心核能利用的有關人員參考。
本書由張敬康主審，經核反應堆工程教材委員會核應堆設計原理及安全課程組于1990年5月由花家宏主持召開的審稿會審定，同意作為高等學校試用教材。
本書是按1987年原核工業部教育司規定的對高等學校教材的要求編寫的，可作為核反應堆工程與安全、能源與核能利用、核能與能源工程等專業的教材，也可供核反應堆管理、設計和運行人員參考。核能將在我國能源中占有愈來愈顯著的地位。根據我國情況開發和設計哪幾種堆型比較現實有效，這是值得分析的問題。與此同時，用于核反應堆實際開發、設計計算和審批等的步驟、方法和相應的計算程序也就具有實際意義。這本書是從實用與發展的角度編寫的，其中結合實際設計過程的壓水動力堆物理設計計算部分占了較大比例，其他各章雖然也是著重于實際設計和應用程序開發，但限于篇幅只能采取典型描述的方式。在堆型上重點放在我國近期主要發展的壓水動力堆上。
首先，根據我國國民經濟發展規劃和對能源的需求情況，從資源、環境、經濟力量和國內基礎等方面，綜合考察了從現在到下一世紀的能源供應情況，提出了可供選擇的核裂變和聚變堆型
的技術特征。接著，在核反應堆物理、熱工水力、結構和安全分析等內容上，由淺入深介紹了設計計算方法和程序，并列出了相應的參考文獻。這些程序大都是目前適用的和正在開發應用的。
在較地了解了核動力工程內容后，例如閱讀了格拉斯登和塞桑斯基合著的《核反應堆工程》第三版，可以從本書中了解我國的情況及進一步熟悉核反應堆的設計計算。
王國力編著了第二、第三章，趙兆頤編著了第四章，賈寶山編著了第六章，曹棟興編著了其余章節并統稿。核工業第二研究設計院張敬康、徐及明及花家宏對本書稿進行了審校，并與作者進行過多次討論。核工業總公司核電部賀嘉忱參加了初審。上述有關人員及俞爾俊、李冶國、賀興章等參加了審定會，并提出了很多有益的意見，謹在此表示衷心的感謝。
限于水平，書中難免有片面、不妥，甚至是謬誤之處，深望讀者提出批評和改正意見。
及時章 緒論
及時節 引言
第二節 核能在我國能源發展中的作用
第三節 典型核動力堆
一、壓水堆
二、重水堆
三、高溫氣冷堆
四、鈉冷快中子堆
五、聚變－裂變混合堆
第四節 本書的內容和范圍
參考文獻
第二章 核反應堆設計概論
及時節 引言
第二節 堆芯設計綜述
一、堆芯物理設計
二、堆芯熱工水力設計
三、堆芯結構設計
四、安全評價與經濟分析
第三節 堆芯設計準則
一、堆芯物理設計準則
二、堆芯熱工設計準則
第四節 堆芯方案設計計算流程
一、堆芯總體方案設計模塊
二、宏觀群常數模塊
三、通量－功率－反應性模塊
四、熱工－水力模塊
五、控制－調節模塊
六、燃耗模塊
七、燃耗經濟分析模塊
第五節 堆芯主要參數的確定
一、堆芯方案設計的任務
二、堆芯幾何大小的確定
三、基本燃料柵元的確定
四、反應性控制設計
五、堆芯內燃料管理方案設計
六、堆芯熱工參數的確定
參考文獻
第三章 堆芯物理設計計算
及時節 堆芯物理設計計算綜述
一、設計計算流程
二、設計計算的計算機程序
第二節 群常數的計算
一、引言
二、核截面數據庫
三、計算少群常數的基本方法
四、柵元的平均少群常數計算程序(LEOPARD)
五、燃料組件平均的少群常數計算
第三節 功率分布和反應性設計計算
一、引言
二、基本的計算理論
三、功率分布及不均勻系數
四、反應性設計計算
五、動態參數的計算
第四節 燃耗分析和堆芯燃料管理
一、引言
二、燃耗分析的基本方法
三、燃耗計算程序簡介
四、燃料柵元燃耗計算
五、堆芯燃耗計算與燃料管理
參考文獻
第四章 堆芯熱工水力設計
及時節 引言
一、熱工水力設計的主要任務
二、計算模型和數值分析方法
三、設計參數的選擇
第二節 單通道模型穩態熱工設計
一、一般步驟和方法
二、平均通道計算
三、熱通道計算
第三節 子通道模型熱工分析
一、引言
二、流體動力學方程
三、兩相流模型
四、方程的求解
五、全堆芯分析
參考文獻
第五章 核反應堆結構和燃料元件的設計
及時節 引言
第二節 典型核反應堆簡述
一、壓水堆
二、重水堆
三、高溫氣冷堆
四、鈉冷快中子堆
五、聚變－裂變混合堆
第三節 結構設計簡述
一、反應堆結構設計及其作用
二、反應堆結構設計要求
三、燃料元件的結構設計
四、輕水堆燃料元件設計準則和限制
第四節 輕水堆燃料元件簡化模型程序
一、程序適用范圍
二、計算步驟與公式
第五節 燃料元件微觀模型程序
一、假設條件
二、力學方程
三、應力的位移解法
四、軸向力平衡
五、時間步進
六、芯塊開裂的影響
第六節 高溫氣冷堆燃料元件
一、石墨包殼的輻照壽命
二、力學方程
三、有限元解法
參考文獻
第六章 反應堆安全分析
及時節 引言
一、反應堆安全分析的目的
二、運行與事故工況的分類及其驗收準則
第二節 安全分析模型與程序概論
一、核電廠系統分析模型與程序
二、核電廠部件分析程序
三、堆芯中子物理分析程序
四、燃料元件行為分析程序
五、放射性后果分析程序
第三節 典型安全分析程序
一、TRAC－PF1的流體動力學模型
二、構件熱傳導模型
三、數值處理和求解方法
四、系統的部件模化
第四節 典型事故的安全分析
一、壓水堆系統的部件劃分
二、壓力容器內的節段劃分
三、穩態和瞬態計算結果的分析
第五節 反應堆概率安全評價方法
一、概率安全評價的基本方法
二、主要研究成果及方法的局限性
參考文獻
附錄A ASME規范中的一些規定
附錄B 彈性力學中的基本符號與公式
附錄C 國際單位制(SI)
