本书是2049年中国科技与社会愿景以及中国科协高端科技智库丛书之一，是由中国核学会组织核能领域知名专家学者编写的。本书在简要回顾世界核能发展的基础上，论述了核能发展的战略地位与作用，分析了核能技术的进展、我国核能发展的战略三步走战略以及核燃料循环使用与和安全保障，以及核能军民融合新应用，并在此基础上对我国核能发展提出了政府、社会、企业所需要的对策建议。本书对了解核能技术与清洁能源发展，判断核能与清洁能源产业结构变化，把握核能与清洁能源科技发展，洞察财富机遇都具有较高的参考价值。

本书是部旨在介绍非动力核技术(通常称同位素与辐射技术)及其应用所涉及的主要方法、原理及新进展的。其内容涉及同位素制备技术，核分析技术，核技术在工业、农业、医学、环境、材料改性等领域的应用；并对其在能源领域的应用作概略介绍。 本书可供大专院校核科学与技术所属专业教学之用，以及相关专业选修和参考书。也可作为从事核技术研究及应用的科技工作者的参考书。

蒸汽发生器、稳压器、冷凝器等都是核动力装置非常重要的大型设备。这些设备的研究和设计、制造水平对核动力装置的安全性、可靠性和经济性具有举足轻重的影响。《核动力设备（第2版）/国防特色教材·核科学与技术》共分12章。章绪论，介绍核动力装置的发展历程、现状和未来发展趋势。第2章至第6章介绍蒸汽发生器的工作原理、结构设计、热工水力特性计算、自然循环蒸汽发生器的运行特性及传热管的腐蚀与防护。第7章至第9章介绍压力安全系统的功能、组成和电加热式稳压器的结构、控制、容积和电加热功率计算及动态特性模型分析。0章至2章介绍表面式冷凝器的工作原理、热工水力计算、变工况特性和主要零部件的结构、选材、布置及其性能分析。《核动力设备（第2版）/国防特色教材·核科学与技术》是为核工程专业编写的专业教材，内容既全面翔实，

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。《核反

《核能利用与核材料》是为工程物理系本科生“核材料系列课程”编写的教材之一，内容包括核物 理与核辐射基础、核能基础、核能利用和核材料、核电厂主要设备及核材料等4 章。本书作为本科低年级入门教材，可用于概论课和生产实习使用。 章核物理与核辐射基础，从原子模型和卢瑟福散射实验谈起，讨论核子与核力，核反应与化学 反应的区别，质量亏损与核能，裂变、衰变和聚变，核燃料与核能，放射线，放射线的危害，吸收剂量与 当量剂量，放射线的屏蔽与防护；第2 章核能基础，介绍可控链式反应和反应堆，核燃料及核燃料再循环， 反应堆类型，反应堆的调节和控制，核事故和核安全，放射性废物处理；第3 章核能利用和核材料，讲述 了核爆炸和核反应堆的原理，讨论铀浓缩，核反应堆的种类及其结构，热中子堆中钚的使用，快中子增殖堆， 核反应堆

蒸汽发生器、稳压器、冷凝器等都是核动力装置非常重要的大型设备。这些设备的研究和设计、制造水平对核动力装置的安全性、可靠性和经济性具有举足轻重的影响。 《核动力设备（第2版）/国防特色教材·核科学与技术》共分12章。章绪论，介绍核动力装置的发展历程、现状和未来发展趋势。第2章至第6章介绍蒸汽发生器的工作原理、结构设计、热工水力特性计算、自然循环蒸汽发生器的运行特性及传热管的腐蚀与防护。第7章至第9章介绍压力安全系统的功能、组成和电加热式稳压器的结构、控制、容积和电加热功率计算及动态特性模型分析。0章至2章介绍表面式冷凝器的工作原理、热工水力计算、变工况特性和主要零部件的结构、选材、布置及其性能分析。 《核动力设备（第2版）/国防特色教材·核科学与技术》是为核工程专业编写的专业教材，内容既

《福岛核事故应急》分析了福岛核事故发生的主要原因，放射性物质的泄漏、危害及影响；重点研究了福岛核事故应急指挥中的组织体系、信息手段和决策活动，厂区应急行动中的应急力量组成、反应堆与乏燃料池冷却和放射性物质扩散控制，场外应急行动中的辐射监测、环境沾染消除和医学救援等内容；分析了日本自卫队的应急救援行动和国际社会的应对措施；全面总结了福岛核事故应急的经验和教训，提出了福岛核事故应急对我国核应急工作的启示。本书可为我国核应急领域的指挥管理人员、科研技术人员，以及高校和研究单位的教师、学生提供参考和借鉴。

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。

《核燃料循环导论》：核燃料进入反应堆前的生产制备及在反应堆中燃烧后的后处理过程统称为核燃料循环。本书全面介绍了反应堆用核燃料循环各个环节的方法和工艺，内容涉及铀资源与铀矿冶、铀纯化转化、铀浓缩、燃料元件制造、反应堆运行及乏燃料后处理等，对核燃料安全也有所涉及。本书按照核燃料生产应用及乏燃料处理流程的先后顺序，对核燃料循环进行了较为系统、全面、有深度的阐述，帮助读者对核燃料循环的各个环节的方法、工艺及技术特点有整体的认识。本书可以作为核燃料循环相关专业的本科和研究生培养的入门教材，由于跟踪了外核燃料循环技术的进展，也可作为核燃料循环行业科研、生产、运行的工程技术人员的参考书，也可以作为针对核燃料循环学科的科普参考书。

《福岛核事故应急》分析了福岛核事故发生的主要原因，放射性物质的泄漏、危害及影响；重点研究了福岛核事故应急指挥中的组织体系、信息手段和决策活动，厂区应急行动中的应急力量组成、反应堆与乏燃料池冷却和放射性物质扩散控制，场外应急行动中的辐射监测、环境沾染消除和医学救援等内容；分析了日本自卫队的应急救援行动和国际社会的应对措施；全面总结了福岛核事故应急的经验和教训，提出了福岛核事故应急对我国核应急工作的启示。本书可为我国核应急领域的指挥管理人员、科研技术人员，以及高校和研究单位的教师、学生提供参考和借鉴。

核设施的质量保证，是确保全面实现核设施“安全、可靠、稳定、经济运行”的基石。制定和有效地实施核设施质量保证大纲，不仅是国家核安全法规的强制性要求，也是核设施营运单位自身企业管理的需要；同时，任何一个好的管理制度只有通过合格的人来执行，才能取得成效。为此，我们特编制本教程，旨在帮助核工业界所有与质量相关人员更好地理解、掌握质量保证核安全法规的各项要求，并在实际工作中严格遵循，使核设施质量保证成为每位参与者的自学行动，不断提高全员的安全质量素质，确保核设施整个寿期内的安全和质量。本教程主要包含下列三部分内容：我国质量保证核安全法规及导则介绍，介绍我国核安全法规体系及质量保证核安全法规的基本要求，并结合核工程实践，对质量保证安全导则，各相关领域的质量保证工作进行了描述，以帮助核工

核燃料后处理是裂变核能可持续利用的关键环节。本书全面、系统地介绍了核燃料后处理工程的科学管理、技术细节、尚存问题及研究前沿，核燃料循环概念、各种反应堆乏燃料元件的基本特性、核燃料后处理的任务、核燃料后处理厂的特点、核燃料后处理工艺发展简史，溶剂萃取工艺的化学原理，乏燃料元件的类型、运输、贮存及后处理工艺的基本过程，乏燃料元件的首端处理，铀钚共去污分离循环，钚的净化循环和尾端处理，铀的净化循环和尾端处理，溶剂萃取循环的主要设备，放射性三废的处理与处置，后处理厂的监测手段，辐射防护与核临界安全控制。 本书可作为高等院校核工程专业、核化工专业、核燃料工程专业及环境保护专业的主干课教材，也可作为相关专业的选修课教材。

本教程全面阐述了核电厂核电事故应急计划和应急响应的技术基础，对核电厂应急准备和应急响应领域里涉及到的方方面面，特别对工厂状况评价、环境后果评价、应急响应决策以及实施防护措施等有关的技术问题作了系统地论述。 本教程主要适用于核电厂核事故应急人员的培训，同时也可供其他核设施、国家和地方有关部门以及辐射防护、环境保护和管理等人员阅读，可以作为制定场内、上应急响应计划的培训教材和参考资料，也可供大专院校有关专业的师生参考。