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。
本书第1章是数理基础，介绍高等数学核心的概念 微分和积分，以及物理学里基本的单位制。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
本书为《核电工程项目管理》(第二版)。 本书依据我国核安全法规与导则、工程建设项目管理有关法制与规范，参照国际原子能机构的指导性文献，在汇总、整理、分析国内外核电工程项目管理经验的基础上，以业主的管理为主导，融合总承包管理，系统地提出了核电工程项目管理的原理、原则与方法。 本书共分三篇十四章，内容覆盖了核电工程项目的管理模式、计划与控制、设计与建造的各个方面。本书的特色在于它的继承性、系统性和创新性，既具有规范运作、指导实际工作的应用价值，又具有启发思维、开拓研究领域的参考价值。 本书适合于核电公司、电力公司、AE公司、设计院、研究所、供应商、制造厂、采购单位、施工单位的项目管理人员阅读，也可作为高等院校核电专业的教材以及大型复杂工程项目管理研究人员与研究生的参考书。
《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。
为适应核安全法制建设的需要，我局重新编辑了《中华人民共和国安全导则汇编》。 本汇编对1992年版核安全导则汇编作了补充和修订，收入了所有1986年至1998年上半年发布的现行有效的核安全导则。
本书基于基金委和科学院联合学科战略研究项目，介绍了几代核反应堆的技术和发展现状，结合国际形势，分析与判断我国在世界范围核能安全利用领域的地位和影响。本书还从核能安全中长期发展趋势，提炼了其中若干重大科学问题，结合国家需求，提出到2030年或更长时间内核能安全利用的发展战略建议。
贺仁辅、邓门才编著的《快中子临界装置和脉冲堆实验物理》全面介绍了快中子临界装置和脉冲堆上实验的方法、技术和相关理论。全书共分为七章。前三章介绍了中子链式反应物理的基础理论，重点介绍了中子链式反应系统的各种本征值问题和系统不同本征值之间的关系，从而引出系统各种特征量的清晰足义，并阐述了按照各特征量随全相似系统集合中不同系统的变化规律对特征量进行分类的意义。第4章、第5章、第7章分别系统地介绍了有关快中子次临界装置、临界装置和脉冲堆的实验方法和技术，重点阐述了周期法为主的反应性测量技术，测量临界装置反应性微扰系数、功率及中子能谱等特征参量的技术，测量脉冲堆的脉冲裂变产额、脉冲波形、热冲击应力、辐射剂量等的技术。第6章重点介绍了重要特征量之一的瞬发中子衰减常数的各种测量技术，包括周
本书在吸收已有相关出版物精华的基础上融入了铀矿冶分析领域的*理论和成果，内容广泛。全书着重从实用出发，介绍了分析工作的基础知识和铀矿冶工艺过程常规分析方法；阐述了铀及其化合物、铀矿石浓缩物及核纯产品中杂质元素、铀矿冶排放物料等的分析原理和分析方法，叙述了分析数据的相关处理方法。 本书适合从事铀矿冶科研、生产工作的分析技术人员和科研人员参阅,也供高等学校相关专业师生、实验人员参考使用。
本书为大亚湾核电站生产管理丛书的个分册。本书全面、系统地介绍核电站的技术管理，既有理论分析又有大亚湾核电站的实践经验总结。主要内容包括设备管理、工程改造、中长期技术改进、物项替代与商品化、核燃料管理、在役检查、性能试验、计量管理、技术文件管理和其他技术活动管理等。 本书适合核电站以及电力系统生产人员和管理人员阅读，也可作为大型企业管理人员的参考书。
《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；中国内陆核电的发展；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。
主要内容包括 ： 核能在解决能源、技术和环境问题中的作用 ； 用于化工和冶金领域的等离子体技术 ； 等离子体技术在矿石加工和矿物提取中的应用； 等离子体处理硝酸铀酰溶液和水合盐生产铀氧化物；等离子体和交变电磁场技术脱硝混合硝酸盐制备混合或复合氧化物；等离子体碳热还原铀氧化物的工艺与设备；高频感应合成核工业用碳化物和硼化物；高频感应和等离子体技术加工天然和合成含氟矿物提取氟并生产UF6 ；等离子体和激光铀浓缩技术 ；铀氟等离子体技术应用；等离子体转化贫化UF6； 等离子体技术转化UF6制备核燃料氧化物；分离等离子体化学产物颗粒的新技术与新工艺 ；感应加热生产核级稀有金属；微波、高频和等离子体技术处理放射性废液；核燃料循环技术生产纳米材的科学技术基础
本书比较全面和系统地介绍了几十年来国内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。
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，并参考国内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)》是国内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。
