本书是美国关于核物理、核系统和核能应用方面***的教材之一，先后出版了7次。全书共三个部分，第1部分介绍基本概念，包括原子和原子核、放射性、核反应、辐射与物质的相互作用等；第2部分介绍辐射及其应用，包括辐射生物效应、辐射标准和辐射探测方面的内容；第3部分介绍核动力，包括反应堆与核电厂理论、反应堆安全和安保、海上和航天核能推进、放射性废物存储、运输和处置等方面的内容。第7版的主要特色：一是将能源经济学融入合适的章节中；二是提供更多的工作实例和章节习题。

针对金属矿充填固化过程多场性能监测理论及技术研究的需求，《高等核反应堆物理》《高等核反应堆物理》系统介绍核反应堆物理的理论、技术和常用软件，包括核数据库制作、中子输运方程及其确定论和概率论数值解法、中子输运方程的扩散近似及其数值方法、共振自屏计算方法、燃耗方程及其数值方法、中子输运共轭方程与微扰理论、核反应堆中子动力学、压水堆堆芯物理计算方法、敏感性和不确定性分析等。

本书为 先进核反应堆技术丛书 之一。本书涵盖了从初始燃料混合物的储存到反应堆运行产生的废气废水向环境排放前的再处理等内容，详细探讨了热核反应堆氚工艺的所有过程，包括初始燃料混合物的储存及其入堆方法，等离子体室工作气体的化学净化，实现氘、氚燃料循环的氢同位素分离，等离子体室中氚的提取，废气、废水的去污处理工艺，保护工作人员、居民和环境不受氚排放造成的危害等。后还探讨了氢同位素分离、气体除氚净化、水的除氚等系统的运行工况动力学及系统的稳态工况模拟等问题。本书对我国从事热核反应堆相关工作的科技人员具有重要的借鉴意义，可供相关专业高校师生及核能工程技术人员参考。

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。

《核燃料循环的未来》是美国麻省理工学院的研究成果，厦门大学能源研究院翻译引进，研究目的是将目光集中到利于扩展美国核电项目的关键技术上，并关注这些技术选择对短期政策的影响。特别是2011年福岛事故之后的问题如何解决对未来核能和未来所需的*核燃料循环选择有着重大意义。本书研究者希望这本书能在未来几年为政府、公众和个人决策过程提供建设性意见。

本书为 先进核反应堆技术丛书 之一。本书从海洋核动力平台安全设计的基本方法、原则和原理出发，对海洋核动力平台安全问题进行了全方位的研究。主要内容包括海洋核动力平台的安全研究的总目标和基本原则、临界安全与反应性控制、热工安全与堆芯冷却、辐射防护与屏蔽设计、海洋核动力结构力学设计、固有安全设计、耐事故能力设计、平台总体布置、严重事故预防与缓解、征兆导向应急事故规程、海上核动力平台核应急和倾斜摇摆影响分析等。本书可供广大核动力科学爱好者阅读了解，是我国广大有志于从事海洋核动力平台设计工作的研究生和已经从事设计工作的工程科研人员不可多得的参考资料与工具书。

本书为 先进核反应堆技术丛书 之一。小型反应堆在结构、系统设置上都存在许多创新性的设计，其运行控制较商用大型核电厂反应堆有较多不同之处，因此需要满足一些新的要求。智能控制作为一种新的控制手段，正适应了小型反应堆研发的需求。本书以小型反应堆中研究数量多的小型压水堆为研究对象，从其运行控制特点和控制需求入手，介绍反应堆智能运行控制发展现状、反应堆智能控制研究方向、小型压水反应堆控制器设计概况、控制器智能优化算法设计、控制对象和控制系统智能仿真建模、小型反应堆自主控制系统设计等方面的内容。 本书是国内首本针对小型压水堆系统地阐述如何应用智能控制技术解决相关控制问题的著作，适合核反应堆工程及科研人员在进行工程设计时参考，也可供高校及科研院所相关专业研究生学习使用。

本书为 十三五 国家重点图书出版规划项目。主要内容包括X射线加速器光源的历史现状与未来发展、电子加速器中的束流动力学基础、同步辐射原理、电子同步加速器及储存环、电子直线加速器、自由电子激光基础、光阴极电子枪和射频加速技术、常规磁铁和插入件技术、束流测量技术等光源加速器的关键技术。另外还专门安排一章介绍X射线加速器光源设计实例，兼顾理论与应用。本书可供从事光源加速器相关工作的人员，如设计和研制人员、运维人员、实验用户、高校与研究机构的研究生、相关专业管理人员参考。

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 核能与核技术出版工程 先进粒子加速器系列 之一。本书主要针对目前放射治疗设备的主流 电子直线加速器，阐述和介绍其原理、构成、应用以及前沿发展。主要内容包括电子直线加速器放射治疗设备的基本原理和常见类型、临床应用中发展的技术、放疗设备的相关控制软件、放射治疗设备的前沿技术 各类图像引导的电子直线加速器设备，以及电子直线加速器设备的常见质量控制方法。本书可供研制医用电子加速器的科研人员、加速器应用的从业人员以及加速器相关专业青年学者参考。

本书发展了描述自旋1/2和1的入射粒子与具有任意自旋的非极化靶核和剩余核发生核反应的极化理论，研究了两个极化轻粒子发生核反应的极化理论，找到了二阶及二阶以上张量球基坐标系和正交直角坐标系之间的幺正变换关系式，给出了研究自旋3/2粒子极化现象的理论方法。还发展了描述氘核入射发生破裂反应的轴对称转动核连续离散化耦合道(CDCC)理论，又对相对论核反应理论作了介绍，并提出和发展了相对论核反应DiracS矩阵理论。在现有的描述核子在核介质中运动的输运理论中都没有考虑极化现象，认为所有粒子都是非极化的，从微观物理角度看这是一种近似方法。为了能更加逼真地描述自然界客观存在的物理过程，本书首次提出建立极化核数据库的具体方案和方法，首次提出并发展了描述极化粒子输运的Monte-Carlo方法和极化粒子输运方程，为把微观世界客观存

本书从理论和实践两个方面全面阐述了核安全设备的鉴定技术，从核电站安全相关电气设备和机械设备鉴定的涵义、发展历史、法规标准、设备使用条件、鉴定方法出发，着重阐述了核安全设备鉴程序、老化效应、抗震鉴定、电磁兼容和软件验证与确认，结合典型设备案例给予实践应用指导，适用于政府、核电设计院与研究所、核电站与工程公司、设备制造商等技术人员和管理人员，为核安全设备鉴定的开展提供了良好的借鉴。

本书为 先进核反应堆技术丛书 之一。本书聚焦极具潜力的第四代核电系统堆型 液态金属冷却快堆的基本原理和工程技术，以钠冷快堆和铅基快堆这两种目前国际上的主流发展堆型为主要参考对象，介绍了包括中子学、燃料与材料、液态金属冷却剂、热工流体力学、屏蔽与辐射防护、系统与设备、仪控与供电系统、安全分析、瞬态设计与分析等方面的内容。此外，本书还就液态金属冷却快堆电站涉及的关键设备、系统和运行工况进行了介绍，点面结合，使读者能较全面地了解液态金属冷却快堆的技术原理和发展情况。本书可作为高等院校核科学与工程相关专业、学科的研究生教材，也可供从事液态金属冷却快堆的科研人员和工程技术人员参考。

既不赞同也不反对，本书客观地给出了有关核能知识的基础和相关的拓展阅读，这些知识，只要掌握基础的高中代数知识便可以理解。这些知识包括了生产核能的物理和科技知识，反应堆的设计、核安全、商业核电和核扩散的关系，以及美国为解决核废料问题所作的尝试。书中还包括了，通过对比德国、美国和法国的核政策，美国原子能管理委员会主席HaroldDenton，对美国的商业核电工业提出的质疑。

本书是为了适应我国核电与核技术应用迅猛发展的良好势头，结合四川大学多年核电子学实验课程教学经验而编写的**核电子学实验教材.全书共12个实验，前9个实验为基础实验，后3个实验为开放实验.附录部分总结了实验中容易遇到的问题、实验中需要用到的课外知识以及实验所用到电路的完整电路原理图.

本书为 核能与核技术出版工程 先进粒子加速器系列 之一。本书从质子治疗的物理生物特性出发，详细介绍了质子放疗的发展历史和现状，质子治疗的基本特性，质子治疗加速器的类型、系统组成、工作原理和关键技术，质子束传输和扫描系统，辐射防护，以及质子治疗的发展方向如小型化、精准化、新的照射技术等。本书可供相关专业研究生以及从事质子治疗装置研制、运行和使用的专业人员参阅。

本书基于中法三院（中国工程院、法国国家技术院、法国科学院）对核能领域的联合研究成果，详细分析了核能发展进程、安全性、面临的挑战及可能的解决措施，内容涉及放射性废物管理、先进核能系统的开发与部署、新项目融资及投资控制，以及公众对核电安全日益提高的要求等，对核能未来发展提出了意见和建议，将有效促进核能的健康发展和进一步提升中法两国对世界核能技术发展的贡献。

本书为 先进核反应堆技术丛书 之一。本书通过讲述世界托卡马克实验装置、国际热核实验堆的发展和主要特性，以及人类终极能源聚变能发展的重要性和面临的巨大挑战，并结合物理与工程，使读者能比较全面地了解托卡马克聚变技术的原理和发展前景。主要内容包括托卡马克基本原理、物理基础、国内外托卡马克聚变进展、未来聚变工程示范堆重大的科学问题、建设工程示范堆的技术挑战、聚变堆材料及聚变能源发展前景展望等八个方面。本书可作为高等院校核科学与工程相关专业的本科生和研究生教材，也可供从事托卡马克聚变堆研究的科研人员和工程技术人员参考。

本书为 先进核反应堆技术丛书 之一。主要内容包括快中子反应堆（简称 快堆 ）的基本原理和特点，以及主要技术用途；第四代核能系统及其目标要求，先进快堆概念、典型设计方案，国内外先进快堆研究计划；先进快堆的技术特点；与快堆匹配的乏燃料后处理以及闭式燃料循环体系的技术组成和发展现状，先进快堆和先进闭式燃料循环发展的技术方向；未来基于快堆的先进核能系统发展的技术方向以及先进快堆在特种动力领域的拓展用途。本书可供从事核工程相关工作，尤其是从事快堆工程、核燃料循环体系发展以及规划政策制定等相关工作的技术和研究人员参考。

本书为 先进核反应堆技术丛书 之一。该书主要介绍了浮动核电站技术特点和应用需求，以及国内外浮动核电站研发及应用情况。主要内容包括中国核动力研究设计院针对我国大规模海上能源需求，如渤海湾稠油热采、南海岛礁供能等设计研发的浮动核电站型号ACP100S的总体设计、堆芯设计、反应堆系统与设备设计，平台系统与设备设计，安全分析，严重事故对策与应急策略，浮动核电站运行分析，浮动核电站经济性分析等内容。通过上述内容呈现了浮动核电站的概貌及其特殊性，为读者了解和认识浮动核电站提供了便利。本书是国内首本系统介绍浮动核电站设计的书籍，阐述了从陆上核电站转向海上核电站带来的设计挑战，填补了国内浮动核电站书籍出版的空白，可供核反应堆科研和工程技术人员在设计中参考，也适合高校相关专业研究生学习使用。

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。

本书是全国科学技术名词审定委员会审定公布的核科学技术名词，内容包括：核物理、核化学与放射化学、核聚变、辐射物理、核反应堆、粒子加速器、脉冲功率技术及其应用、同位素、核探测与核电子学、核测试与分析、铀矿地质、铀矿冶、核燃料与核材料、核化工、辐射防护、核安全、核医学、核农学、核技术工业应用等（含辐射研究）、计算物理、其他，21个一级类目，共7542条。本书对每条名词均给出了定义或注释。 本书公布的名词是科研、教学、生产、经营以及新闻出版等部门应遵照使用的核科学技术规范名词。