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。

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《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。

《核电厂蒸汽动力转换系统概述》介绍了核电厂蒸汽动力转换系统相关基础知识。全书共分六章，内容包括核电厂蒸汽动力转换系统概述、汽轮机原理与结构、蒸汽和给水加热系统、汽轮机辅助系统、发电机及辅助系统以及常规岛其他系统等。在介绍核电厂蒸汽动力转换系统的流程与重要装置时，还简单介绍了其运行相关要点。 《核电厂蒸汽动力转换系统概述》是中国核工业集团公司《核电厂新员工人厂培训系列教材》之一，也可供从事核电工程的相关人员参考。

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

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，以及物理学里基的单位制。第2章是热力学，介绍热力学所涉及的一些基物理量和基定律。第3章是传热学，讨论热传导、对流换热和热辐射的基原理，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、稳压器等设备的原理以及特

本书为《核电工程项目管理》(第二版)。 本书依据我国核安全法规与导则、工程建设项目管理有关法制与规范，参照国际原子能机构的指导性文献，在汇总、整理、分析国内外核电工程项目管理经验的基础上，以业主的管理为主导，融合总承包管理，系统地提出了核电工程项目管理的原理、原则与方法。 本书共分三篇十四章，内容覆盖了核电工程项目的管理模式、计划与控制、设计与建造的各个方面。本书的特色在于它的继承性、系统性和创新性，既具有规范运作、指导实际工作的应用价值，又具有启发思维、开拓研究领域的参考价值。 本书适合于核电公司、电力公司、AE公司、设计院、研究所、供应商、制造厂、采购单位、施工单位的项目管理人员阅读，也可作为高等院校核电专业的教材以及大型复杂工程项目管理研究人员与研究生的参考书。

本书共分18章：章至第三章介绍核事故应急基础知识、组织与指挥、正常运行和事故期间的组织机构及职责；第四章至第九章介绍应急状态分级与应急行动水平制订、应急响应基本程序、应急计划区、应急干预原则与防护措施、事故后果评价和堆芯损伤评价、核应急设施及设备等；第十章至第十三章介绍应急气象保障、通信或通知、医学应急救援，以及工程抢险、交通运输、消防和生活保障等；第十六章至第十八章介绍核事故终止与恢复活动、公众信息及核应急能力的维持等。 在本书的第十四、十五章里，突出介绍了自然灾害与核应急、恐怖事件与核应急以及公共卫生等突发事件与核应急有机结合与统一实施救援的内容。 在本书的附件里，还特别介绍了辐射防护与核安全基础知识、现场医学紧急救护等重要常识。 本书可作为核电厂核事故应急管理者和应

《核反应堆严重事故机理研究》基于国际核反应堆严重事故研究的新进展以及在核反应堆严重事故现象机理与分析方面的研究成果，讨论了下列内容：严重事故基本概念，压力容器内事故现象（堆芯熔化过程、熔融池的形成与冷却、高压熔堆），安全壳早期失效（安全壳直接加热，氢气的产生、流动、燃烧和爆炸，蒸汽爆炸等），安全壳晚期失效（MCCI、熔融物堆内或堆外滞留），裂变产物释放及迁移，严重事故典型现象分析方法（典型严重事故分析程序、缓解措施分析），严重事故管理指南，轻水堆严重事故实例及反思（三哩岛核事故、切尔诺贝利核事故、日本福岛核事故）等。

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。

本书总结了我国核临界安全工作的现状，根据国际核临界安全的*进展，结合我国工业具体情况，探索与论述核临界安全工作中所需要的基础知识、实践经验以及可能解决问题的途径。 本书主要包括：核临界安全基础知识，临界安全实验及临界数据和次临界限值，临界安全标准与管理，核燃料循环中的临界安全控制，临界事故防范，核临界安全*技术展望等。 本书可供核科技工业、核能应用等领域中从事核临界安全与核安全的科学技术、工程设计、生产、科研人员参考，也可供从事核事业的管理人员和高等院校有关专业师生参考。

本书介绍了核动力装置管道用阀门的工作条件和对阀门的要求；同时讲述了阀门各部件所用的材料；给出了各公司生产的不同用途阀门的*结构；还介绍了阀门主要零部件常用的结构；给出了在核动力装置特殊条件下工作的阀门的流体计算、强度计算及试验的资料；并研究了阀门的可靠性问题。 本书可供阀门制造企业的设计人员、工程技术人员及核电厂设备的设计和操作人员使用，同时也适合相关专业大专院校的师生使用。

核电项目前期工作时间长、环节多、专业广、难度大、政策性强，对业主单位的总体控制、协调和综合管理能力要求很高。为总结经验，积极推进我国核电建设又好又快又安全发展，更好地为核电项目公司（筹备处）开展前期工作提供科学指导和经验借鉴，使核电项目前期工作管理更加规范化、专业化，特编写本书。

本书涉及辐射防护和辐射安全的方方面面，共包括13章和9个附录，1～4章为有关辐射安全的基础知识，其他9章为实用的辐射安全技术和要求。本书主要以表格和条目的形式编写，包含大量的数据信息，兼具**性和实用性。

核聚变是集等离子体物理与核聚变工程于一体的巨大的科学技术知识体系。经过五十余年人类共同的努力，现在到了展望其应用的时代。为了实现为人类提供取之不尽、用之不竭的清洁能源的伟大目标，人类还要付出巨大的努力。作者在为等离子体所年轻工作人员和博士生授课教材的基础上，撰写了此书，全书共分17章，总结了与核聚变有关的等离子体原理及核聚变工程技术，并对聚变能未来的发展进行了展望。 本书可供从事核聚变及高温等离子体专业的科研人员及研究生参考，也可供对人类能源发展前景感兴趣的读者阅读。

本书为核工程与核技术本科专业低年级基础概论课教材，同时又可作为科技人员了解核科学技术的参考书。 本书对核工程与核技术专业的应用领域进行了比较全面的介绍。全书除了将核物理基础及辐射防护内容作为公共基础单独写作外，重点对核能与核技术的基本原理和应用分别进行了全面分析。其中核能利用部分主要包括核裂变、核聚变、核燃料、核电站、核动力、核武器。核技术应用部分主要包括加速器、核探测与核测量、放射医学与核医学、核地学、辐射成像、辐射加工、工业及农业应用等，较宽的内容便于读者对核科学技术的基本原理和应用有一个全面了解和较深入的认识。 本书内容力求系统全面，又重点突出，有利于低年级学生对专业建立全面、准确、概括的认识，也尽力为其他科技人员了解核工程与核技术专业创造条件。本书每章后

贺仁辅、邓门才编著的《快中子临界装置和脉冲堆实验物理》全面介绍了快中子临界装置和脉冲堆上实验的方法、技术和相关理论。全书共分为七章。前三章介绍了中子链式反应物理的基础理论，重点介绍了中子链式反应系统的各种本征值问题和系统不同本征值之间的关系，从而引出系统各种特征量的清晰足义，并阐述了按照各特征量随全相似系统集合中不同系统的变化规律对特征量进行分类的意义。第4章、第5章、第7章分别系统地介绍了有关快中子次临界装置、临界装置和脉冲堆的实验方法和技术，重点阐述了周期法为主的反应性测量技术，测量临界装置反应性微扰系数、功率及中子能谱等特征参量的技术，测量脉冲堆的脉冲裂变产额、脉冲波形、热冲击应力、辐射剂量等的技术。第6章重点介绍了重要特征量之一的瞬发中子衰减常数的各种测量技术，包括周

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。

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。

《中国工程科技论坛：我国核能发展的再研讨》共分三部分内容。部分是综述；第二部分是专家报告及专家简介；第三部分是部分参会人员名单。其中，第二部分的专家报告包括：对我国核能发展战略的几点思考；吸取福岛核电站的教训，更安全的推进核电的发展；中国内陆核电的发展；我国核电发展的铀资源支撑能力；高放废物地质处置：核能可持续发展的一个关键问题。

本书内容包括：放射性废物管理内容和原则、放射性废物的分类、放射性废物的产生和废物小化、气载和液体低中放废物的处理、废物的减容处理——焚烧和压实、低中放废物固化技术、高放废液的固化与分离一嬗变和分离一整备、放射性污染的去污、核设施的退役、低中放和极低放废物的处置、高放废物的处置、核电站废物的处理、核技术利用废物和废旧放射源的管理等13章，还给出了我国和国际原子能机构（IAEA）发布的相关法规、标准和导则、lAEA的相关出版物目录、相关分析监测标准和测试方法等7个附录。 本书阐述了放射性废物处理与处置的新概念、新技术和新进展，也反映了我国自己的经验和成就，具有系统性、先进性和实用性等特点。 本书可供核工业、核电、核技术应用与环保部门相关科技人员和管理干部参考，可供大专院校相关专业师生和研究生阅