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 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 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。

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.

《中国核能安全技术发展蓝皮书》由中国科学院核能安全技术研究所主编，邀请了来自国家核安全局、国家能源局、国家国防科技工业局、中国科学院、中国工程物理研究院、中国核工业集团有限公司、中国广核集团有限公司、国家电力投资集团有限公司、中国船舶重工集团公司和清华大学等单位的知名专家、学者共同编著而成。 《中国核能安全技术发展蓝皮书》总结了我国核能和平利用以来在运核电站的安全现状，系统阐述了第三代、第四代及其他先进核能系统的安全特性，介绍了我国核能安全关键技术的研究进展，以期全面展现我国核能安全技术的发展现状及未来态势，促进核能科学技术的原始创新，推动我国核能事业的持续健康发展。

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。

本书着力于核工程所涉及领域的基本原理，打通各个领域的壁垒，使核工程所涉及到的各个领域的基本原理融会贯通，使读者能够掌握全面的知识体系。

本标准是《核电站用1E级电缆》系列标准之一。 本标准的附录A、附录B、附录C为资料附录。

核爆炸或核事故放射性物质释放出的电离辐射，在军语中，习惯称做核辐射。核辐射剂量学是以核爆炸早期核辐射与剩余核辐射为对象，战时核辐射监测装备技术要求为特点建立的体系。原子能事业的发展、核试验和核武器在军事上的应用及国际反核与辐射恐怖斗争，拓宽了核辐射剂量学的研究范围。随着计算机技术的发展和应用，现代核辐射剂量学的发展已经形成了实验辐射剂量学和计算辐射剂量学两个分支。剂量学(Dosimetry)这一术语已经不再局限于用剂量计测量吸收剂量了，而仅仅被限制于“吸收剂量”的简称。 本书以军用核爆炸辐射防护剂量学为主要内容，考虑到市场上相关的专业书籍已经很少，因此在内容的选取上尽可能做到兼顾该领域工作者的需要。全书内容共分11章，包括：核辐射剂量学常用的辐射量；核爆炸的辐射场；核辐射对机体和物质的辐

本标准等同采用ISO 15632：2002《半导体探测器X射线能谱仪通则》。 本标准的附录A、附录B为规范性附录。 本标准由全国微束分析标准化技术委员会提出。 本标准由全国微束分析标准化技术委员会归口。

赵福宇等的《核反应堆动力学》主要讨论热中子反应堆动力学有关的基本问题。全书内容共分为三篇。篇主要介绍热中子反应堆的中子动力学问题；第二篇主要介绍热工动力学问题；第三篇主要介绍核动力厂的动态特性问题。 《核反应堆动力学》可作为高年级学生和研究生教材，也可供从事核工程工作的工程技术人员和科学工作者参考。

本书结合实际需要，系统与全面地介绍了核设施与辐射设施的退役。全书分为五篇，共15章和8个附录。篇讲述退役的前期准备，包括：退役策略与终态目标、职责分工与许可申请、放射性源项调查和场址特性调查、退役条件准备f组织机构，人员培训，经费估算，研究开发，示范工程，数据库建立和利用及公众关系）等，第二篇讲述退役工程的实施，包括：去污、切割解体和拆除拆毁、退役废物的管理，第三篇讲述退役的结尾工作，包括：场址清污与环境整治、安全监管和建档验收，第四篇讲述退役的安全问题，包括：辐射安全和核安全、工业安全和环境安全，第五篇讲述退役实例和经验教训。包括：反应堆的退役、核燃料循环前段设施的退役、核燃料循环后段设施的退役与核技术利用辐射设施与核研究基地的退役。8个附录介绍了我国与IAEA、美国、欧盟、OECD／NEA等

本标准参照采用IEC标准IEC 60568—2006，Nuc1ear powerp1ants--Instrumentation important tosafety--In—core instrumentationfor neutron f1uence rate(f1ux)measurements in powerreactors的有关技术内容。 本标准代替GB／T 8995--1988《核反应堆中子注量率测量堆芯仪表》。 本标准与GB／T 8995--1988相比主要变化如下： ——第3章“术语和定义”增加了术语“主要信号”、“附加信号”、“输出误差的限值”和“变换函数”； ——增加了探测器电缆安装的一般原则(见4．8)； ——增加了移动式探测器中子注量率测量堆芯仪表的处理功能要求(见6．7)； ——增加了第13章“退役”。 本标准由中国核工业集团公司提出。 本标准由全国核仪器仪表标准化技术委员会归口。 本标准起草单位：中国核动力研究设计院。 本标准主要起草人：李文平、刘艳阳、李高、吕渝川。

《核工程与核技术专业英语(工业和信息化部十二五规划教材)》的阅读内容取自英文的原版教科书和工程设计说明书，选取的内容涵盖了核工程与核技术的基础理论知识和专业知识。全书两大部分共20课，前10课为核工程部分，主要介绍了核反应堆基本原理和结构、核动力系统和设备等；后10课为核技术部分，主要介绍了核技术及辐射防护原理、放射性废物处理及核技术应用等内容。书中内容涉及的核工程与核技术专业词汇广泛，内容丰富，知识性强。 本书可作为核工程与技术专业大学本科生的专业英语教材，也可用于相关技术人员的培训和自学用书；还可作为非本专业人员了解核专业的阅读材料。

在世界目光的关注下，中美两国政府正式签署了《中华人民共和国美利坚合众国政府关于在中国合作建设先进压水堆核电项目及相关技术转让的谅解备忘录》，标志着世界先进压水堆核电站规模化建设高潮的到来，中国为世界应用新一代压水堆核电机组开创了先河。 本书较为全面地描述了世界各国压水型核反应堆的发展历史和现状，着重探讨了中国未来核电发展的技术路线，有助于社会公众了解核电技术的发展历程与发展方向，可供相关领导干部，决策部门及能源专业师生参考使用。

本书共分13章，主要内容包括核电前期技术工作概述、核电厂前期的岩土工程、地震调查与评价、核电厂前期工程水文研究、核电厂前期的气象调查、核电厂前期外部人为事件调查、核电前期的环境影响评价、核应急计划实施可行性研究、社会稳定风险评估、前期工作的其他技术任务、核电前期工作各阶段技术报告、核电前期应注意的重点技术问题、IAEA对核电厂选址的相关要求与实例。 本书对于核电项目前期工作具有一定的指导性、可操作性和通用性，可作为核电项目前期工作人员的培训教材，也可供关心核电项目前期工作的各界人士参考。

《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。

《反应堆热工水力学(第2版)》主要叙述了反应堆热工水力学分析的基础理论和一些分析方法，包括核能系统中的基本热力过程、反应堆内材料的选择、堆芯内的热量产生、燃料元件内的导热过程、燃料元件和冷却剂之间的传热过程、流动系统的水力和输热分析等，并在此基础上，进一步介绍了反应堆稳态热工设计原理。本书的重点是燃料元件内的传热过程、单相流和两相流的热工水力分析。 《反应堆热工水力学(第2版)》对单相流和两相流的分析方法进行了新的探索，由浅入深，推理严谨，并将热力学、传热学、流体力学与实际的反应堆工程密切结合起来进行阐述，因此是一本理论性和工程性都很强的教材。 《反应堆热工水力学(第2版)》可作为高等院校反应堆工程专业高年级本科生的专业基础课教材，也可供相关专业的工程技术人员参考。

本书介绍了惯性约束聚变和有关的物理理论。对激光惯性约束聚变有比较完整的论述，特别注重聚变中的物理过程并推导了所有关键公式，包括定标指数和数值因子等，同时也利用数值模拟结果形象地描述了聚变过程，具体内容包括热稠密物质中的流体力学、流体不稳定性、热输运、辐射和碰撞过程、物态方程、等离子体与高功率激光或离子束的相互作用及核聚变反应等。 本书可供相关领域的学生及教师使用，也可作为科研人员的参考书。