韦悦周、吴艳、李辉波编著的《 核燃料循环》为“十二五” 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 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 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
本书系统、全面地介绍了气（汽）液两相流的基本理论、核动力直流蒸汽发生器中涉及的流动沸腾现象及危机，提供了描述核动力直流蒸汽发生器中汽液两相流动与传热的完整数学模型，分别给出了不同类型管与直管式直流蒸汽发生器内的汽液两相流动与传热规律，探讨了改善蒸干及蒸干后传热的措施。 本书可供高等院校核科学与技术、动力工程及工程热物理、航空航天、船舶与海洋等专业的教师、研究生、高年级本科生以及相关专业的工程设计人员学习和参考。
“核能与核技术出版工程”之一。本书为近年来中国核材料研究与开发工作成果的系统总结。主要内容包括：核结构材料、各种堆如重水堆燃料元件、轻水堆燃料元件、快中子堆燃料元件、高温气冷堆燃料元件，以及核燃料、核燃料后处理等。与同类书比较，本书系统全面且精选了大量实用与指导性强的内容， 可读性与参考价值。
本书为“十三五” 重点图书出版规划项目“核能与核技术出版工程”之一，取材于我国科技重大专项“大型 压水堆(CAP1400)”的科研和工程实践。CAP1400是在引进、消化和吸收世界 进的第三代核电技术的基础上进行再创新，设计并建设的具有我国自主知识产权的大型 压水堆核电站型号。本书系统地介绍了CAP1400的研发过程和具体设计内容，包括总体设计、堆芯设计、反应堆本体系统、反应堆冷却剂系统、专设安全设施、辅助系统、燃料装卸和贮存系统、三废处理、电气与仪表控制系统、蒸汽和能量转化系统、布置和结构设计、安全分析、辐射防护、电厂运行以及福岛事故后安全增强等，同时论述了CAP1400的安全性与经济性、继承性和创新性以及 性与成熟性。 本书可供相关核工程技术、管理人员，核能科学与工程专业师生学习研究参考，也可以作为公众了解核
韦悦周、吴艳、李辉波编著的《 核燃料循环》为“十二五” 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 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 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
中国核学会 2023学术双年会于 2023年 10 月16—19日在陕西省西安市召开。会议主题为“深入贯彻党的二十大精神 全力推动核科技自立自强”，大会共征集论文 1400 余篇，经过专家审稿，评选出 522 篇较高水平论文收录进《中国核科学技术进展报告（第八卷）》，报告共分 10 册，并按 28 个二级学科设立分卷。
本书根据我国《高水平放射性废物地质处置设施选址》等核安全导则的要求，围绕高放废物地质处置库黏土岩预选区调查与筛选的主线和目标，在对我国厚层状黏土岩分布区域进行广泛调查的基础上，基于地质条件和水文地质条件视角重点对五个重点调查区开展地质条件、水文地质条件、自然地理条件、经济社会条件等的调查研究和定性评价，从中筛选出四个重点调查区进行黏土岩预选区的适宜性评价。评价结果和系统性研究证实内蒙古巴音戈壁盆地的塔木素预选区和苏宏图预选区是较为适宜的高放废物地质处置库黏土岩预选区。上述研究工作为进一步开展我国高放废物地质处置库黏土岩地段预选与评价奠定了重要基础。
本书针对异常事故环境中武器装药系统响应下的装药化爆安全性问题，从武器装药系统安全性的角度出发，重点关注结构对环境刺激及炸药的响应。全书共分为7个章节，首先指出装药化爆安全性不是单个部件的安定性或安全性，而是整个装药系统对环境响应所体现出的系统安全性。在试验方法、诊断技术方面，主要介绍典型的结构装药安全性试验方法，随后针对性地介绍结构与装药响应的光电测试诊断技术。最后，在机制研究、物理认识方面，分别介绍了在机械刺激和热刺激两类主要环境载荷刺激下的结构装药点火响应，及装药点火后的燃烧反应演化等机制。
由于海洋核动力平台长期远离陆地，具有“孤岛式”运行的特点，外部环境复杂多变，具有一定的作业安全风险，并且其属于重要涉核设施，故障处理不当可能会造成严重的政治与社会影响。同时，海洋核动力平台属于民用核设施，服役周期约40年，海上故障维修费用昂贵，严重影响其稳定性及经济性。因此，需要围绕海洋核动力平台建立完善的智慧运维平台，实现海洋核动力平台的运行优化、故障报警、预测维修、远程专家支持等功能，有效提高海洋核动力平台的安全性与经济性。本书介绍了 能源海洋核动力平台技术研发中心的示范工程，该工程在海洋核动力平台设计、建造、运维、退役全生命周期中贯穿智慧化设计与运维理念，融合数字孪生、大数据、云计算、机器学习等前沿技术，搭建基于工业模型库的“数值平台”，实现海核领域的智慧运维体系建设。
中国核学会 2023学术双年会于 2023年 10 月16—19日在陕西省西安市召开。会议主题为“深入贯彻党的二十大精神 全力推动核科技自立自强”，大会共征集论文 1400 余篇，经过专家审稿，评选出 522 篇较高水平论文收录进《中国核科学技术进展报告（第八卷）》，报告共分 10 册，并按 28 个二级学科设立分卷。
本书概述了水冷裂变反应堆、第四代裂变反应堆以及聚变反应堆用结构材料；当前可用的研究工具，分析检测核电结构材料的微观结构和力学性能及利用计算热力学设计新型高性能合金；辐射引起的材料显微组织和性能变化及辐照环境下材料的腐蚀、疲劳、氢脆等；反应堆压力容器的低合金钢的制备；回火铁素体/马氏体钢的发展；纳米级氧化物弥散强化铁素体/马氏体钢的加工方法和性能以及难熔合金的制备。本书对从事核电反应堆材料和反应堆设计、研究、运行、生产和教学以及相关材料专业的科技人员、本科生、研究生都有重要的参考价值。
中国核学会 2023学术双年会于 2023年 10 月16—19日在陕西省西安市召开。会议主题为“深入贯彻党的二十大精神 全力推动核科技自立自强”，大会共征集论文 1400 余篇，经过专家审稿，评选出 522 篇较高水平论文收录进《中国核科学技术进展报告（第八卷）》，报告共分 10 册，并按 28 个二级学科设立分卷。
2011年福岛核事故发生后，对核电厂严重事故的分析及其缓解措施重新引发了业界的广泛关注。安全壳过滤排放系统作为重要的严重事故缓解措施之一，可通过过滤、排气、降压，防止安全壳发生超压失效，从而显著降低放射性物质大规模泄漏的可能性。本译著对核电厂安全壳过滤排放系统在 主要核能 的相关政策和应用现状进行了总结，阐述了该系统在不同 的法规要求、操作程序和设计规范等，并详述了多种过滤排放技术的特点和优势，提供了较 的技术资料与信息。
由于海洋核动力平台长期远离陆地，具有“孤岛式”运行的特点，外部环境复杂多变，具有一定的作业安全风险，并且其属于重要涉核设施，故障处理不当可能会造成严重的政治与社会影响。同时，海洋核动力平台属于民用核设施，服役周期约40年，海上故障维修费用昂贵，严重影响其稳定性及经济性。因此，需要围绕海洋核动力平台建立完善的智慧运维平台，实现海洋核动力平台的运行优化、故障报警、预测维修、远程专家支持等功能，有效提高海洋核动力平台的安全性与经济性。本书介绍了 能源海洋核动力平台技术研发中心的示范工程，该工程在海洋核动力平台设计、建造、运维、退役全生命周期中贯穿智慧化设计与运维理念，融合数字孪生、大数据、云计算、机器学习等前沿技术，搭建基于工业模型库的“数值平台”，实现海核领域的智慧运维体系建设。
