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.

本标准按照GB／T 1．1—2009给出的规则起草。 本标准由中国电力企业联合会提出并归口。 本标准起草单位：苏州热工研究院有限公司、中广核工程有限公司、广东电网公司电力科学研究院、浙江省电力试验研究院、四川省电力工业调整试验所。 本标准主要起草人：李靖、刘勇、禹阳、孙景义、曹新明、徐齐胜、吴常苗、徐波、李恩、陈晓伟、孙泉荣、杨彦竹。

本标准修改采用ASTM C 776：2006《烧结二氧化铀芯块标准规范》（英文版）。 本标准根据ASTM C 776：2006重新起草。在附录A中列出了本标准章条编号与ASTM C 776：2006章条编号的对照一览表。 考虑到我国实际情况，在采用ASTM C 776：2006时，本标准做了一些修改。有关技术性差异已编人正文中并在它们所涉及的条款的页边空白处用垂直单线标识。在附录B中给出了这些技术性差异及其原因的一览表以供参考。 本标准代替GB/T 10266-1998《烧结二氧化铀芯块技术条件》。 本标准与GB/T 10266-1998相比，主要变化如下： a）对“引用标准”按照GB/T 1.1进行了修改，增加引用了EJ/T 689（见第2章）； b）增加了放射性核素要求（见3.2.1.1）； c）对芯块受晶粒尺寸与孔隙形态的影响程度进行了修改（见3.3.3）； d）对“表面裂纹”的数值进行了修改，删除了芯块端部的径

本标准对应于IEC 60973：1989《锗7射线探测器测试方法》，与IEC 60973：1989一致性程度为非等效。 本标准代替GB/T 7167—1996{锗7射线探测器测试方法》。 本标准与GB/T 7167—1996相比主要变化如下： ——修改了术语和定义中能量分辨力和探测器窗厚度等部分（见本标准3．16、3．17、3．25）； —一删除了锗探测器分类部分（见原标准第3章）； ——修改了探测效率部分（见本标准第6章）。 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：中国原子能科学研究院。 本标准主要起草人：袁大庆，魏可新。 本标准所代替标准的历次版本发布情况为：GB/T 7167—1987、GB/T 7167—1996。

本标准代替GB／T 10261－19886核仪器用高、低压直流稳压电源测试方法》。 本标准与GB／T 10261－1988相比主要变化如下： ——增加前言； ——引用新的规范性文件； ——增加“遥控控制率”等术语； ——增加技术要求、检验规则等产品标准的内容； ——增加资料性附录A，内容是核仪器用直流稳压电源的特定测试方法。 本标准的附录A是资料性附录。 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：中核（北京）核仪器厂。 本标准起草人：王文通、刘翠。 本标准于1988年12月次发布。

《核能--无穷的能源(2011修订)》向读者概述核能的基本知识及其利用的基本原理和方式方法，阐述核能开发应用的历史、现状和前景，并补充了与核安全有关的标准及个人防护知识，以期能有益于核科学技术知识的普及，使核能的利用得到公众日益广泛的关心和支持。

曹欣荣主编的这本《核反应堆物理基础》从本科生的知识背景及学时安排出发，参考国内外同类教材，着重阐述反应堆物理的基本概念和基本理论，力求避免繁杂的数学推导，注意对学生学习兴趣的培养，并结合工程实际，简要介绍常用的反应堆理论分析方法。《核反应堆物理基础》内容包括引言、反应堆中的核反应、中子扩散、慢化与反应堆临界理论、反应性的变化与控制、反应堆中子动力学、核反应堆物理数值计算方法、反应堆堆芯物理设计与燃料管理、反应堆物理启动试验等。

本书在系统全面地介绍大型压水堆核电厂一、二回路主辅系统、专设安全设施及上述系统主要设备的功能、组成、运行原理的基础上，重点论述了堆核电厂的调试启动、正常运动与维护、事故时的安全性和运行管理等方面的基本问题。全书共分十四章，章概要介绍核电厂经济性、安全性及压水堆核电厂的运行特点：第二、三章是压水堆核电厂一回路主系统设备的主要辅助系统的描述；第四、五章分述压水堆核电厂二回路系统和设备；第六章介绍压水堆核电厂的专设安全设施；第七、八章叙述压水堆核电厂控制、保护、检测系统和汽轮机调节保护系统；第九章简介压水堆核电厂发电机及其辅助系统；第十、十一章阐述压水堆核电厂的调式启动步骤和各种标准运行状态下的有关问题；第十二章是对压水堆核电厂安全性的评价及典型事故分析；第十三、第四章论棕压水准

利用核子法测定土石等材料原位密度和含水量是一项迅速发展起来的无损、快速检测新技术。目前。我国已有相当数量的各类进口和国产核子水分一密度仪在各类工程中使用，并成为质量检测和控制的一种重要工具。鉴于此，迫切需要制订一下专门的、统一的技术标准来指导和规范各类核子水分——密度仪的现场测试方法。本规程就是根据以上需要，按照水利部技监办[1996]第14号文件精神，在总结我国核子水分—密度仪工程现场测试应用的实际经验以及参考和借鉴国际、国内相关标准和技术文献的基础上编写制定的。

本书介绍了自溶胶?凝胶法发明以来的工艺进展及近年来溶胶?凝胶法制备材料的*研究成果，系统归纳了溶胶?凝胶过程的基础知识。全书共12章，第1～4章介绍溶胶?凝胶法的基本知识和反应原理；第5～9章分别介绍溶胶?凝胶法制备体积材料、纤维材料、薄膜材料、纳米粉体和有机?无机复合材料的工艺方法；第10章介绍计算机模拟情况；第11章介绍已实用的相关产品；第12章介绍溶胶?凝胶过程及产品的分析测量方法。 本书适合作为本科生、硕士生及博士生教材及参考书使用，也可作为从事材料科学研究的科技人员、研究院的研究人员以及工厂企业的相关从业人员参考使用。

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。

《微粒爆惊雷——核能科技》叙述从伦琴发现X射线到核能在我们日常生活中的应用；二十世纪世界核科技研究和应用的发展历史；围绕着各个时期的核能科技演绎着许许多多鲜为人知的真实故事。（1）核能应用在核武器的制造上。书中叙述从原子弹、氢弹到中子弹的基本原理和历史故事，其中也包括中国研制原子弹、氢弹的试验过程；（2）叙述人类和平利用核能的进程。核能已成为当地*能源，核电站林林总总，为人类造福，送来安全、经济、清洁的能源，多种类反应堆聚集着人类的智慧。（3）核能在工、农、医、食品等领域的应用。核能在工、农、医食品等领域的应用叫人类深深感到离不开她，应用中的环保问题也列在其中。本书还采用普及手法，介绍探索核能奥秘的部分中外知名科学家（部分诺贝尔奖获得者及中国两院院士）的业绩。本书在后还对核能的发

涉及核与辐射、化学物质与毒剂、有害生物与生物战剂所造成的各种重大事件称为“核化生”突发事件，一旦发生在人员密集的城市，危害巨大。 一般居民不熟悉其危害性和防护措施，容易惊慌失措。《城市居民核化生突发事件防护常识》介绍主要的核化生危害特点，公众防护的基本原则和常用防护方法，以及如何就医，如何寻求心理帮助等常识。 孙颖浩主编的《城市居民核化生突发事件防护常识》适合城市居民阅读，也可供初级医护人员参考。

本书介绍了压水堆核电站的发电原理、控制方法、运行过程、核辐射防护的基本知识。全书分为五章，分别介绍核裂变反应与发电原理，一回路系统及主要设备，反应堆控制原理和方法以及运行中的有关现象，反应堆启动停堆过程中的标准状态及主要操作过程，核电站的辐射防护。 本书可作为高等学校本专科能源动力类专业的选修教材，也可以作为核电站的入门读物，供大学高年级学生自学参考。

《核动力装置用泵》根据核动力装置用泵的特点和种类，有选择、有侧重地编著了本书。在详细介绍离心泵基本理论的基础上，介绍了核动力装置用的一回路主冷却剂泵、二回路给水泵、凝结水泵和循环水泵，并简要介绍了离心泵之外的其他类型泵的结构和工作原理。 《核动力装置用泵》可作为高等院校核工程专业本科生的教材，也可供从事核动力工作的人员使用和参考。

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。

无

书稿为中等职业学校核电设备安装和维护专业学生教程和普通高中选修课程的教材。书稿共分六章：核能及核能应用；核电站基本知识；新时期核电人才需求状况；专业对应的职业群和职业资格要求；课程教学与实训；为走进核电建设企业做好准备。次教材也可作为关注中国核电站建设的人士的参考书。

本书共分九章，着重叙述了温度、压力、流速、流量、液位、位移、振动、转速及中子通量等核动力工程中主要参数的测量原理、测量方法、测量系统的组成及误差分析，对于目前发展迅速的计算机测试技术作了概略介绍。 本书可作为高等学校核动力工程专业及热能动力工程类等相关专业的教学用书，也可作为从事相关专业的研究生、工程技术人员参考之用。

本标准的全部技术内容为强制性。 本标准代替GB l0252—1996《钴-60辐照装置的辐射防护与安全标准》。 本标准与GB 10252—1996相比，主要变化如下： ——标准的名称由《钴一60辐照装置的辐射防护与安全标准》改为《7辐照装置的辐射防护与安全规范》； ——“范围”一章增加了一些包括的内容，扩大了适用范围； ——“规范性引用文件”全部作了修改； ——增加了“术语和定义”一章； ——“辐射与污染控制”作了部分修改； ——删除了原“工作场所的划分与要求”一章中“非限制区”一条； ——增加了“辐射防护与安全设计”一章； ——增加了“辐照装置的环境评价”一章； ——原“辐射防护与安全管理”改为“辐射安全管理”； ——删除了原“辐射防护与安全技术要求”和“辐照装置的安全分析，，两章； ——原“

本书简要介绍了磁约束和惯性约束聚变反应堆的基本概念以及聚变堆材料的特殊问题和壁结构，并以国际热核实验堆（ITER）的候选材料为重点，着重介绍了壁结构材料、面向等离子体材料、高热流密度部件材料、氚增殖材料、绝缘材料和超导材料；并简单介绍了冷却介质、中子倍增材料、慢化剂和反射层以及防护材料。 本书对从事反应堆材料研究特别是聚变堆设计和材料研究的科技人员以及相关材料专业的大学本科生和研究生都有参考价值。

《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。

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。