前    言

1998年西安交通大学编写了《核反应堆结构与动力设备》讲义教材，供核工程专业本科教学使用，前后使用10余年，取得了较好的教学效果。但随着核能形式的不断发展，特别是本世纪以来核能在全世界范围内迎来了大发展的春天，一些创新性的堆芯和核电厂系统设计理念不断涌现。原有教材和讲义内容较为陈旧，已不能满足目前课程教学和人才培养的需要，因此，西安交通大学核科学与技术学院在原有《核反应堆结构与动力设备》讲义基础上，适当缩减原讲义中关于第二代反应堆的内容，添加AP1000、ABWR、EPR等第三代反应堆的内容，新加入SCWR，MSR、VHTR等第四代反应堆的结构原理等内容，同时简单介绍一些概念设计新颖的堆型，包括IRIS，PBWR等，旨在使读者能够较为全面的掌握先进核能系统发展前沿。

本教材主要内容包括：核能的发展历史，核反应堆和核电厂工作原理，压水堆堆芯及一回路主系统结构，沸水堆和重水堆，AP1000、EPR、ABWR等第三代核反应堆，超临界水冷堆、钠冷快堆、熔盐堆、铅铋冷却快堆、气冷快堆、超高温气冷堆等第四代反应堆设计概念，行波堆及核聚变技术等。

西安交通大学核反应堆热工水力研究室的研究生对本讲义内容的更新和制图做出了大量辛勤的工作，包括李昕、朱大欢、陈勇征、邓阳斌、戈剑、黄思洋等，在此表示感谢。

核反应堆结构及动力设备教材涉及学科多，题材广泛，加之编者学识水平有限，经验不足，书中难免有不妥之处，恳切希望本教材的使用者给予批评指正。

                                                       编者     

                                                  二零一二年五月

                                             于 西安交通大学