核反应堆是一个将可控的核反应所产生的热量引出做功，或者直接利用其热能实现其他用途的系统。该过程涉及燃料元件内的导热过程、冷却剂中包括沸腾在内的对流传热过程，以及与之相关流动过程的压降特性等问题。《核反应堆热工水力学基础（慕课版）》共6章，主要内容包括动力堆的热工水力特征和设计准则、反应堆释热和燃料元件的热工分析、冷却剂的传热、反应堆的水力分析、堆芯稳态热工分析及堆芯瞬态热工分析等，每章附有思考题和习题。全书内容力求精简，讲求从设计者的视角来观察反应堆热工水力分析的问题。
《核反应堆热工水力学基础（慕课版）》可作为高等学校核工程与核技术专业本科及研究生的热工分析类课程教材和核反应堆运行及维护人员取证培训相关课程的教材，也可作为从事核反应堆设计和安全分析工程技术人员的参考书目。
自1942年意大利裔科学家恩利克·费米在美国芝加哥体育场的地下室建设了世界上第一座可控制核裂变反应的核反应堆以来，核反应堆的发展已经走过了3代，目前稳定地供应了全世界11%的发电量；中国大陆民用核能的发展，从1991年秦山一期反应堆投运至今，已经走过了近30个年头，2019年核能发电量达到3500亿kW·h，占比达到4.88%，二氧化碳减排达到2.8亿t。与水电一起，成为最重要的非化石能源的来源之一。
核能系统在能源供应问题中，还涉及诸如核动力舰船、空间推进动力和电源等尖端科技问题，这些是国家安全的基石。而人类的终极能源系统中，最为诱人的就是核聚变能源。这些问题关乎我们人类的可持续发展。而在未来的深空探索和星际航行中，核能是唯一可能的能量来源。
在这些核能系统构成中，如何管理系统的热量是一个核心问题。原则上只要能及时排出所产生的热量，核反应堆就可以释放出无限的功率。而在任何工况下如何安全有效地排出热量，以及其经济性问题，就是核反应堆热工水力学基础的研究内容，具体涉及核能系统的释热特点、计算模型和具体计算方法，涉及从核燃料元件通过热传导将热量传递到燃料元件的表面及其影响因素；从燃料元件表面通过对流传热将热量传递给一次侧冷却剂并输送到蒸汽发生器，这个过程中所涉及的压降等问题；沸水堆在正常工况下，以及压水堆在一些特殊工况下可能涉及的两相流动问题，以及处于两相流条件下的传热、喷放时的临界流动、流动不稳定性及其控制等问题。还要讨论在核反应堆设计中所遵循的程序、方法和相关的热工设计限值。最后还要讨论核反应堆在经历工况变化和事故条件下的瞬态问题，在瞬态中可能会发生的现象，以及一些典型的事故工况发生时的事故序列和进程及影响因素。
本书是编者在参考国际相关主流文献和教材的基础上，对个人过去近15年教学工作的总结；也是编者在承担研究生课程及在项目研究过程中，对如何从基础理论角度提高学生对堆芯传热和流动等的工程问题认识的经验反馈。因为多种原因，目前市面上的相关教材很少，不能满足核工程类专业教学的需要，希望本书的出版能够填补这个空缺。编者在学堂在线开设该课程，欢迎各位通过扫描封底二维码进入学习和交流。
由于编者水平有限，书中疏漏之处在所难免，希望读者和使用本书的广大师生批评指正。
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