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。
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
本书共分18章：章至第三章介绍核事故应急基础知识、组织与指挥、正常运行和事故期间的组织机构及职责；第四章至第九章介绍应急状态分级与应急行动水平制订、应急响应基本程序、应急计划区、应急干预原则与防护措施、事故后果评价和堆芯损伤评价、核应急设施及设备等；第十章至第十三章介绍应急气象保障、通信或通知、医学应急救援，以及工程抢险、交通运输、消防和生活保障等；第十六章至第十八章介绍核事故终止与恢复活动、公众信息及核应急能力的维持等。 在本书的第十四、十五章里，突出介绍了自然灾害与核应急、恐怖事件与核应急以及公共卫生等突发事件与核应急有机结合与统一实施救援的内容。 在本书的附件里，还特别介绍了辐射防护与核安全基础知识、现场医学紧急救护等重要常识。 本书可作为核电厂核事故应急管理者和应
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。
本书涵盖了我国核电厂一回路源项和排放源项的**研究成果。全书共11章。章简要介绍我国核电堆型、核电厂正常运行辐射影响及安全要求、一回路源项和排放源项的研究历程与源项框架体系。第二章介绍M310、WWER、AP1000和EPR等堆型引进时的一回路源项和排放源项。第三章至第五章系统总结新构建的一回路源项和排放源项框架体系、一回路源项模式和参数、排放源项模式和参数的研究成果。第六章至第九章对CPR1000/CNP1000、WWER、AP1000和EPR等堆型的一回路源项和排放源项进行了重新计算。第十章介绍我国自主研究设计的高温气冷堆的一回路源项和排放源项。第十一章提出对未来继续研究的展望。
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。
