本书比较全面和系统地介绍了几十年来外在各种类型核废物处理与整备技术方面所积累的经验与成就,并尽可能反映当代的发展。 内容主要包括:核废物来源、主要特点及其分类,核废物处理处置基本原则及其现代理念,放射性废气的处理,低中放废水的沉淀、蒸发、离子交换和膜分离处理,放射性有机废液的处理及低放废液的生化处理,低中放废物的整备技术(包括各种固定化和减容技术),高放废液的固化技术及分离-嬗变技术。
《核科学基本原理》是由有名物理学家欧内斯特·卢瑟福在加拿大蒙特利尔麦吉尔大学任教期间执笔的西利曼夫人纪念讲座系列第三卷,内容包含由耶鲁大学西利曼基金支持的11个主题讲座,主要讲述放射性科学在1906年及以前的发展过程和主要相关科学发现。内容紧凑,首先提出放射性半衰期的概念,然后重点证实放射性涉及从一个元素到另一个元素的蜕变,很后又将放射性物质按照贯穿能力分为α射线与β射线,并且进一步证实前者就是氦离子。全书结构简单,内容衔接紧密,逻辑性较强,是放射化学研究的精品之作。
本书共分为六章,章阐述了损害和核损害的基本界定,主要论述了核损损害的特征和危害、核损害的分类,即人体伤害、财产损害、环境损害。第二章综述核损害民事责任立法的历史演进,时间跨度自20世纪50年代到2004年2月。第三章阐述了核损害民事责任的一般理论,包括民事责任的概念、民事责任的分类、民事责任的价值定位、民事责任的基础和功能、核损害民事责任的国际法基础(国际法律责任、国际损害责任)、核损害民事责任的归现原则、无过失责任或危险责任原则、核损害民事责任的构成要件、核损害民事责任中的因果关系、核损害民事责任的免除、核营运人的追索权等。第四章阐述了核损害责任制度的基本原则。第五章论述了核损害赔偿的基本问题,核损害民事责任形式的概念及其种类、核损害赔偿及其规则、核损害赔偿的主体和范围、核损害赔偿中
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。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。《
曹欣荣主编的这本《核反应堆物理基础》从本科生的知识背景及学时安排出发,参考外同类教材,着重阐述反应堆物理的基本概念和基本理论,力求避免繁杂的数学推导,注意对学生学习兴趣的培养,并结合工程实际,简要介绍常用的反应堆理论分析方法。《核反应堆物理基础》内容包括引言、反应堆中的核反应、中子扩散、慢化与反应堆临界理论、反应性的变化与控制、反应堆中子动力学、核反应堆物理数值计算方法、反应堆堆芯物理设计与燃料管理、反应堆物理启动试验等。
《核技术利用/核与辐射安全科普系列丛书6》包括“源”来如此、多才多艺、“核”谐共舞和迷你锦囊部分,共十章。章“源”来如此,主要介绍了辐射的定义等基础知识。第二到八章为“多”才多“艺”,分别介绍了核技术在医学等领域的应用。第九章“核”谐共舞,主要介绍了辐射防护、我国辐射安全监管及现状。第十章迷你锦囊,以问答的形式介绍了普通公众比较关心的一些问题。《核技术利用/核与辐射安全科普系列丛书6》可作为科普核技术、核与辐射安全相关知识的材料。
《中国工程科技论坛:我国核能发展的再研讨》共分三部分内容。部分是综述;第二部分是专家报告及专家简介;第三部分是部分参会人员名单。其中,第二部分的专家报告包括:对我国核能发展战略的几点思考;吸取福岛核电站的教训,更安全的推进核电的发展;中陆核电的发展;我国核电发展的铀资源支撑能力;高放废物地质处置:核能可持续发展的一个关键问题。
张家倍编著的《核电运行技术支持(精)》主要依据美国等国外成熟的核电运行技术支持的标准,并参考外的相关经验和文献,系统介绍了 核电运行技术支持的相关理论基础和应用技术。全书共8章,包括:概述,核电标准和ASME规范·金属的疲劳,腐蚀及 其控制;机械振动。根本原因分析,核电站的老化管理,核电站延寿及寿期管理。在每一章中,作者不但从理论上阐述了问题的本质,而且提出了 具体解决问题的方法。尤其是结合核电站已发生的实际案例进行分析,从而使读者能够更加深刻、全面地了解问题的现象、本质和处理方法。 《核电运行技术支持(精)》是本系统介绍核电运行技术支持的专业读本,内容全面,案例丰富,可供从事核电事业的技术人员和管理 人员阅读,也是高等院校有关专业师生的参考读物。
本书章是数理基础,介绍高等数学最核心的概念微分和积分,以及物理学里最基本的单位制。第2章是热力学,介绍热力学所涉及的一些基本物理量和基本定律。第3章是传热学,讨论热传导、对流换热和热辐射的基本原理,以及核反应堆内发热源的特点。第4章是流体流动,介绍流动的一些基本概念,以及伯努利方程的应用和各种流动阻力的计算。第5章是电气学,介绍电磁学的基础、交流电和直流电等基本原理。第6章是仪表与控制,介绍温度、压力、水位、流量、位置和各种放射性的基本测量原理,还讨论了基于PID的过程控制理论。第7章是化学化工,介绍化学基础原理和腐蚀、铀的提取和转化等。第8章是材料学,介绍金属结构、属性、各种应力以及辐照效应、反应堆内使用的各种材料等。第9章是通用机械,介绍内燃机、换热器、泵、阀门、蒸汽发生器、稳压器等
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、反应性控制、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。
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,、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
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,、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
本书主要对第四代核能系统尤其是钠冷快中子反应堆的相关知识进行综合性介绍。内容包括第四代核能系统概述(发展背景和定义,优选核燃料循环,核反应堆安全,核能的经济性)、钠冷快堆基础(发展概况和基本特性,快堆物理,快堆热工流体力学,快堆材料,快堆安全)以及其他五种四代堆(高温/超高温气冷堆,熔盐反应堆,超临界水冷堆,铅合金液态金属冷却快堆和气冷快堆)的基本信息。本书既可作为高校核电专业学生在第四代核能系统方面的入门教材,也可作为核电专业技术人员科研和培训的参考书籍。
《X射线衍射技术及设备》介绍了晶体学和X射线衍射基本原理,现代衍射仪设备及实验技术,外厂家新近生产的衍射仪产品,以及常用X射线衍射方法等。编写时力求介绍外新的技术、方法、设备及其发展,也着眼于X射线衍射技术的实际应用与推广、普及。《X射线衍射技术及设备》除适合于X射线衍射技术应用工作者使用外,还适合于金属物理、金属学、材料、冶金、机械、地质、矿物、陶瓷、建材、化工、汽车、纺织、铁路、硅酸盐、环保、药物、耐火材料、高分子材料、考古、电子陶瓷等专业有关工程、科技人员和大专院校有关专业师生参考。