本书为 十三五 国家重点图书出版规划项目 核能与核技术出版工程 先进粒子加速器系列 之一。主要内容包括射频电子辐照加速器原理及相关技术，电子辐照加工的相关应用如直线加速器及其加速管设计技术、梅花瓣加速器和蛇形加速器等新型的重入式射频加速器设计技术、辐照均匀化技术、电子束流引出与打靶技术等。本书具有一定的理论技术深度和广度，可作为相关专业本科生与研究生的教学参考书，也可作为辐照领域的专业研究人员、工程技术人员和相关企业人员的参考资料。
本书介绍了我国自主研发的数值核反应堆原型系统CVR1.0的核心技术，包括数学物理建模、大规模并行算法与优化、软件实现及验证等。本书内容充分反映了高性能计算与核反应堆技术紧密交叉的**成果，并和欧美同类研究对标，具有前沿性。第1、2章综述数值核反应堆研究的现状和典型成果。第3章定量分析反应堆主要物理过程高保真数值模拟对计算资源和存储资源的需求。第4章介绍我国典型超级计算机的系统结构和编程技术。第5～10章介绍CVR1.0的关键核心技术、大规模并行软件系统的实现技术及具体算例。
本书为 十二五 国家重点图书出版规划项目 核能与核技术出版工程 之一。主要内容包括国内外*核燃料循环体系的概况，铀矿的勘探、开采和分离提取，并阐述了铀浓缩（同位素分离）的基本原理和主要技术；核燃料元件的基本结构和设计，轻水反应堆、快中子堆、高温气冷堆的燃料制造加工工艺、安全管理以及发展趋势；乏燃料的输送方法及安全对策、湿法储存方式及干法储存方式的主要设施设备以及各国乏燃料储存的状况；乏燃料后处理的概要、工艺流程及主要机器设备的构成，工艺安全性及保障措施，世界后处理工厂的概况；放射性废物的来源及分类，高、中、低放射性废物及放射性气体的管理及处理技术；世界各国在先进后处理分离技术领域的研发状况及展望。 本书可为有关专业人士的科研工作提供*参考，亦可作为高等院校核工程专业、核化工专业及核
本书在国内外首次系统性描述了聚变工程实验堆的概念设计方案，为中国聚变工程实验堆（聚变反应堆工程）提供理论指导和工程技术支持。针对聚变反应堆工程的各项运行指标和关键等离子体参数要求，本书系统总结了装置主机设计中涉及的超导磁体系统、真空室系统、冷屏和杜瓦系统、先进偏滤器和包层系统、遥操作维护和主机装配等原理和方法，同时针对聚变工程实验堆装置主机设计中涉及的创新设计及科学研究方法进行了总结。
本书是 十二五 国家重点图书出版规划项目 核能与核技术出版工程 之一，主要内容包括：压水型反应堆、反应堆冷却剂系统、核辅系统、专设安全系统、仪表与控制系统、源项与辐射防护、反应堆装卸料、可靠性和维修性设计、蒸汽动力转换系统简介、力学分析与评定、事故安全分析、运行及运行分析、事故管理、老化管理、试验验证、舰船核动力装置退役、核动力技术发展趋势。系统而全面地介绍了船用核动力研制全过程、全寿期知识。 本书可供核能工程领域研究人员参考，也可作为高等学校核专业教学之用。
本书是 核能与核技术出版工程 之一。本书*次比较系统地介绍了俄罗斯（含苏联时期）研发核火箭发动机的基本情况。主要内容包括苏联和美国研制核火箭发动机的历史概况，核火箭发动机的组成与不同类型发动机的比性能，装备固相反应堆的核火箭发动机的实物试验、核发电装置的计算原理与设计依据，装备气相反应堆的核火箭发动机和核发电装置，核火箭发动机和核发电装置的其他方案，空间核发动机和核发电装置应用前景等。本书对我国从事相关研究的科技人员具有重要的借鉴意义，既可供高校广大师生阅读，也可作为航天和核能工程技术领域专业技术人员的参考资料。
本标准修改采用ASTM C 776：2006《烧结二氧化铀芯块标准规范》（英文版）。 本标准根据ASTM C 776：2006重新起草。在附录A中列出了本标准章条编号与ASTM C 776：2006章条编号的对照一览表。 考虑到我国实际情况，在采用ASTM C 776：2006时，本标准做了一些修改。有关技术性差异已编人正文中并在它们所涉及的条款的页边空白处用垂直单线标识。在附录B中给出了这些技术性差异及其原因的一览表以供参考。 本标准代替GB/T 10266-1998《烧结二氧化铀芯块技术条件》。 本标准与GB/T 10266-1998相比，主要变化如下： a）对“引用标准”按照GB/T 1.1进行了修改，增加引用了EJ/T 689（见第2章）； b）增加了放射性核素要求（见3.2.1.1）； c）对芯块受晶粒尺寸与孔隙形态的影响程度进行了修改（见3.3.3）； d）对“表面裂纹”的数值进行了修改，删除了芯块端部的径
本标准对应于IEC 60973：1989《锗7射线探测器测试方法》，与IEC 60973：1989一致性程度为非等效。 本标准代替GB/T 7167—1996{锗7射线探测器测试方法》。 本标准与GB/T 7167—1996相比主要变化如下： ——修改了术语和定义中能量分辨力和探测器窗厚度等部分（见本标准3．16、3．17、3．25）； —一删除了锗探测器分类部分（见原标准第3章）； ——修改了探测效率部分（见本标准第6章）。 本标准由中国核工业集团公司提出。 本标准由全国核仪器仪表标准化技术委员会归口。 本标准起草单位：中国原子能科学研究院。 本标准主要起草人：袁大庆，魏可新。 本标准所代替标准的历次版本发布情况为：GB/T 7167—1987、GB/T 7167—1996。
本标准等同采用ISO 15632：2002《半导体探测器X射线能谱仪通则》。 本标准的附录A、附录B为规范性附录。 本标准由全国微束分析标准化技术委员会提出。 本标准由全国微束分析标准化技术委员会归口。
本标准代替GB／T 10261－19886核仪器用高、低压直流稳压电源测试方法》。 本标准与GB／T 10261－1988相比主要变化如下： ——增加前言； ——引用新的规范性文件； ——增加“遥控控制率”等术语； ——增加技术要求、检验规则等产品标准的内容； ——增加资料性附录A，内容是核仪器用直流稳压电源的特定测试方法。 本标准的附录A是资料性附录。 本标准由中国核工业集团公司提出。 本标准由全国核仪器仪表标准化技术委员会归口。 本标准起草单位：中核（北京）核仪器厂。 本标准起草人：王文通、刘翠。 本标准于1988年12月次发布。
大型先进非能动压水堆CAP1400 是在举国体制下开发的核电型号。 十三五 重点图书出版规划项目 核能与核技术出版工程 丛书之《大型先进非能动压水堆CAP1400》（上下册）一书从科技重大专项 大型先进压水堆CAP1400 的科研和工程实践出发，全面系统地介绍了CAP1400的总体技术、堆芯设计、系统设计、布置结构、试验研究、电厂运行、技术经济评价等内容，兼顾工程性与学术性，体现了CAP1400的安全性与经济性，继承性和创新性，以及先进性与成熟性。在安全性、经济性和技术先进性方面，CAP1400位于世界前列。 核电是高品质、低污染、高技术含量、低运营成本的绿色能源，核电的建设可以有效控制国内的环境污染，带动制造业技术发展。基于60年中国核工业发展底蕴和近半个世纪的核电研发、设计、工程建造实践，我国核电技术在取得较大发展同时，必须 啃
本书介绍了核能动力装置的设计原理和优化原理，分析对象涉及到反应堆堆芯、稳压器、蒸汽发生器、汽轮机、冷凝器等装置中的所有关键设备。全书共分8章，在概括描述核能动力装置性能特点、应用领域、发展趋势、类型特点、系统和设备的基础上，介绍了设计和优化的一般步骤和系统优化参数的确定方法；介绍了核反应堆堆芯、装置中的热力和动力设备的设计和分析模型；介绍了多种优化算法及其特点；然后以压水堆型核能动力装置为分析对象，分别给出了蒸汽发生器和反应堆压力容器两个单个设备优化和核能动力装置全系统总体优化的案例。《核能动力装置设计与优化原理》内容涵盖专业面宽、综合性强、特色突出，适合作为高等院校核能科学与工程、核能与能源工程、核反应堆工程与安全等核科学与核技术类专业研究生和高年级本科生专业课教材。
《核反应堆严重事故机理研究》基于国际核反应堆严重事故研究的新进展以及在核反应堆严重事故现象机理与分析方面的研究成果，讨论了下列内容：严重事故基本概念，压力容器内事故现象（堆芯熔化过程、熔融池的形成与冷却、高压熔堆），安全壳早期失效（安全壳直接加热，氢气的产生、流动、燃烧和爆炸，蒸汽爆炸等），安全壳晚期失效（MCCI、熔融物堆内或堆外滞留），裂变产物释放及迁移，严重事故典型现象分析方法（典型严重事故分析程序、缓解措施分析），严重事故管理指南，轻水堆严重事故实例及反思（三哩岛核事故、切尔诺贝利核事故、日本福岛核事故）等。
本书是一部系统介绍轻水堆核电厂严重事故相关机理及现象学的专著，汇集了作者及其课题组多年来在严重事故领域的研究成果。同时，为了尽可能全面反映国际研究动态，书中也介绍了其他研究者的成果。 本书共分为13章，其中：第1、2章对核电厂严重事故及其历史进行了回顾；第3章至第9章详细介绍了严重事故进程中的各种现象学及相应的理论和实验研究；第10、11章对严重事故后的管理和评价方法进行了介绍；第12章对国内外严重事故分析程序进行了系统的分析和总结；第13章整理给出了核电厂及相关核动力系统严重事故分析过程中需要的各种材料的热物性。 本书有助于提高对核电厂严重事故的认识水平，增强对核安全的重视。本书可供核电厂设计和研究单位开展相关工时参考，也可以作为核电厂相关专业研究生课程的教材。
《辐射剂量学(核科学与技术国防特色教材)》(主编魏志勇)共15章，较为全面、系统地介绍了辐射剂量学基础、辐射场、基本辐射剂量学、微剂量学、辐射剂量计及辐射剂量测量方法、辐射防护、内照射剂量学、外照射剂量学、环境辐射剂量学、空间辐射剂量学和非电离辐射剂量学等方面的基础理论、基础知识、基本概念和主要技术手段和方法。本书内容充实、知识体系完整、结构条理清晰、层次分明，注重基础性的同时对近年的发展和前沿动态给予适度的介绍和引导，主要的概念同时给出中英文介绍。《辐射剂量学(核科学与技术国防特色教材)》适合于核技术、核工程、辐射防护、医学物理、放射医学、核医学、环境保护和空间环境等专业或专业方向的学生用作教材，也可以用作核技术应用领域、航天领域、环境保护、辐射防护、放射治疗、辐射诊断等领域从
GB/T 4960《核科学技术术语》分为8个部分： ——第1部分：核物理与核化学； ——第2部分：裂变反应堆； ——第3部分：核燃料与核燃料循环； ——第4部分：放射性核素； ——第5部分：辐射防护与辐射源安全； ——第6部分：核仪器仪表； ——第7部分：核材料管制； ——第8部分：放射性废物管理。 本部分为GB/T 4960的第6部分。 本部分主要参考： ——HAF l02（2004）《核动力厂设计安全规定》； ——IEc 60050——393：2003（核仪器——物理现象和基本概念》（第2版）； ——IEC 60050——394：2007《核仪器——仪表、系统、设备和探测器》（第2版）。 本部分代替GB/T 4960.6——1996《核科学技术术语核仪器仪表》，本部分与GB/T 4960.6——1996相比主要差异如下： ——在第3章“通用核仪器及其特性和试验”中增加3.4“试验和测量误差
《中国核能安全技术发展蓝皮书》由中国科学院核能安全技术研究所主编，邀请了来自国家核安全局、国家能源局、国家国防科技工业局、中国科学院、中国工程物理研究院、中国核工业集团有限公司、中国广核集团有限公司、国家电力投资集团有限公司、中国船舶重工集团公司和清华大学等单位的知名专家、学者共同编著而成。 《中国核能安全技术发展蓝皮书》总结了我国核能和平利用以来在运核电站的安全现状，系统阐述了第三代、第四代及其他先进核能系统的安全特性，介绍了我国核能安全关键技术的研究进展，以期全面展现我国核能安全技术的发展现状及未来态势，促进核能科学技术的原始创新，推动我国核能事业的持续健康发展。
