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。
本书用简明易懂、深入浅出的语言介绍了电离辐射环境的基础知识、环境中电离辐射的主要来源、辐射防护的基本方法、电离辐射环境安全方面的关注热点及国内外的*研究进展等。 本书主要读者对象是从事辐射安全与防护、辐射环境监测和辐射环境监督管理方面的专业人士以及对电离辐射环境安全感兴趣的有关读者。
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
《压水型核反应堆水化学工况控制与水质监测》(作者张虎山、周李锋、刘慧杰、唐谋生)是核电站与船用核动力装置安全运行的重要保证。本书简要介绍了海水与海洋环境及其腐蚀作用,重点讨论了压水反应堆的用水水质、水化学、水污染、水质标准、水质对核动力装置的影响及水化学工况控制和水质监测。为了配合压水反应堆核动力装置的用水,还介绍了纯水制备及海水淡化等内容。该书在编著中注重基础理论、基本知识和基本操作技术。因此,其内容具有科学性、知识性、实用性和可操作性。 《压水型核反应堆水化学工况控制与水质监测》适合压水反应堆核动力装置运行的水质管理人员、水化学控制人员、监测分析人员参考,也可以作为核电站与舰船核动力装置管理人员和大专院校相关专业的参考资料。
本书力求用简明易懂、深入浅出的语言介绍电离辐射环境的基础知识、环境中电离辐射的主要来源、辐射防护的基本方法以及电离辐射环境安全方面的关注热点及靠前外的近期新研究进展等.主要内容包括:原子核与放射性、辐射与物质的相互作用、 辐射剂量学中的常用量、电离辐射的生物效应、环境中的电离辐射、辐射防护、辐射探测方法、辐射环境监测及辐射环境管理体系。
本书以世界三次严重核事故为主要内容,根据国际权威机构发布的调查研究报告为基础,对三座核电站的基本情况、核事故发展的始末、对公众和环境的影响、周边环境及其恢复情况、经验教训等内容进行了全面梳理;阐述了我国在吸取核事故所带来的教训的同时,不断改进、提升核电安全水平所采取的行动,包括出台相关法律法规、改进在运核电项目、更新设计理念以及核电技术创新等;并以重返切尔诺贝利核事故现场纪实的形式,为读者展现切尔诺贝利核电站的周边环境及其恢复情况。
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。
日本3月11日大地震和地震引发的海啸,给日本国民造成了重大灾难,也给我国驻日机构人员和旅日同胞带来了生命和财产损失,特别是地震引起的福岛核电站事故,灾情至今未得到有效控制,给周边地区人民的生命安全带来一定威胁,并引起临近地区公众的普遍担忧。作为专门从事放射医学研究的中国军事医学科学院放射与辐射医学研究所,编者们对日本人民此刻遭受的灾难深表同情,对我国驻日机构人员和旅日同胞的安全保持高度关注。为了帮助人们正确应对核电站事故可能的健康影响,我所专家针对此次核事故以短时间编写了这本小册子。《日本福岛核电站事故核辐射防护知识问答》由刘超主编,以问答的形式,通俗的语言,对公共普遍关心的问题进行解答,希望为大家的健康安全防护提供帮助。
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
本书主要内容包括,核电厂常用材料概述、核电厂重要设备的服役环境、核电厂材料疲劳及疲劳分析、服役环境对材料疲劳影响分析的历史及现状、疲劳试验分析装置、环境对材料疲劳影响参数、疲劳试验大纲及规程、低合金钢材料疲劳试验结果、奥氏体不锈钢疲劳试验结果、疲劳检测及裂纹容限分析等。
本书共分8章。第1、2章介绍了反应堆中子动力学的基础知识。第3章主要论述了有外中子源条件下中子动力学方程的新解法。第4章论述了无外中子源条件下中子动力学方程的传统解法与新解法。第5、6章介绍了有温度反馈和毒物反馈条件下中子动力学方程的新解法。第7章介绍了点堆中子动力学方程传统的数值解法与新解法。第8章简要介绍了反应堆时空动力学。 书中的新方法特别适用于反应堆运行现场的实时和超时计算,本书可作为反应堆工程专业硕士研究生教学参考书,也可供有关专业的工程技术人员和研究人员参考。
本书首先对温室气体排放问题,全球变暖的紧迫性做了系统性的阐述,使读者清晰地认识温室气体问题的根源。同时,本书对各类可再生及清洁能源技术做了客观的介绍和分析,尤其对核能的发展历程、现有的技术路线和未来的发展模式做了深入的分析与讨论。然后,本书把我们带入了几乎不可回避的未来:为了满足对能源的巨大需求和解决温室气体排放问题,人类将不得不进入核时代。在如何更安全、快速地发展核电的问题上,通过回顾核电的发展历史,分析人类对核能的恐惧,考略到现存核废料的安全性,以及解决全球变暖的紧迫性,我们得出结论:发展小型核电技术也许是清洁、经济、安全的方案。
朱玉璧所*的《核电工程建设总承包管理企业核安全文化建设探索》主要阐述核电工程建设总承包管理企业开展核安全文化的建设和培育的主要内容,以及具体做法。通过对《声明》进行全面的解读,结合核电工程建设总承包管理的经验反馈、标准化、专业化、创新、对标管理等方面的实践,对目前国内相关企业的现状进行梳理,把《声明》的要求,以理论和实践结合的方式落实在企业核安全管理中,提出重点环节和具体做法。
《辐射剂量学(核科学与技术国防特色教材)》(主编魏志勇)共15章,较为全面、系统地介绍了辐射剂量学基础、辐射场、基本辐射剂量学、微剂量学、辐射剂量计及辐射剂量测量方法、辐射防护、内照射剂量学、外照射剂量学、环境辐射剂量学、空间辐射剂量学和非电离辐射剂量学等方面的基础理论、基础知识、基本概念和主要技术手段和方法。本书内容充实、知识体系完整、结构条理清晰、层次分明,注重基础性的同时对近年的发展和前沿动态给予适度的介绍和引导,主要的概念同时给出中英文介绍。《辐射剂量学(核科学与技术国防特色教材)》适合于核技术、核工程、辐射防护、医学物理、放射医学、核医学、环境保护和空间环境等专业或专业方向的学生用作教材,也可以用作核技术应用领域、航天领域、环境保护、辐射防护、放射治疗、辐射诊断等领域从
本书比较系统地介绍了回旋加速器的理论,并以兰州重离子加速器系统的注入器SFC和主加速器SSC两台等时性回旋加速器为例介绍该类型加速器的设计特点和设计方法。全书分为九章,分别介绍回旋加速器的发展历史和应用方向,加速器物理的研究方法和带电粒子束运动的相空间理论,经典回旋加速器理论,等时性回旋加速器的理论基础,等时性磁场的建立,束流注入和中心区,束流引出,多级加速器的匹配考虑,以及回旋加速器的近期发展。本书可作为粒子加速器专业方向的研究生学习加速器物理的参考书,也可供从事相关专业的科研人员参考。
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。
本书分为上、下两篇。上篇介绍设备制造和检验基础,包括金属材料及检验、机械加工工艺、铸造检验、锻件质量、电气设备检验、无损检验(液体渗透、磁粉、超声、射线检验)和核燃料组件制造及检验等方面的内容。下篇介绍核电站设备制造和质量监督,包括核岛主设备(反应堆压力壳、蒸汽发生器、冷却剂泵、稳压器等)、安全系统的设备和通用设备(例如罐、泵、电动机、热交换器等)和常规岛主设备(汽轮机、发电机、给水泵、汽水分离再热器、主变压器等)以及通用设备的制造、检验、质量监督要求等。 本书可作为参与核电站设备制造质量监督人员的基本参考书,也可作为核电站设备制造质量监督检查员的培训教材。同时,还可供其他大型工程设备(尤其是大型电力设备)制造质量监督人员工作和学习中参考。