本教材以压水堆、快堆、高温气冷堆和重水堆型核电厂为研究对象(以压水堆型为主),着重论述三里岛核电厂事故发生后20多年来,核安全与反应堆事故分析中的主要课题与重大进展。全书分为两篇共12章。第一篇是压水堆安全分析,在介绍核反应堆安全基本原则、安全功能基础上,用确定论安全评价法,对压水堆各类设计基准事故进行分析,介绍了事故计算的建模和典型计算程序;分析了严重事故(即超设计基准事故)物理过程与处置对策,进一步阐述了核安全评价中新的系统工程安全评价技术——概率安全评价法。第二篇是快堆、高温气冷堆和重水堆的安全分析。 《核反应堆安全分析》是高等学校核科学与核技术学科各本科生专业核心课程和硕士研究生学位课程的教材。也可供从事核反应堆、核电厂管理、设计、研究、运行等方面工作的科技人员参考。《
核燃料后处理是裂变核能可持续利用的关键环节。本书全面、系统地介绍了核燃料后处理工程的科学管理、技术细节、尚存问题及研究前沿,核燃料循环概念、各种反应堆乏燃料元件的基本特性、核燃料后处理的任务、核燃料后处理厂的特点、核燃料后处理工艺发展简史,溶剂萃取工艺的化学原理,乏燃料元件的类型、运输、贮存及后处理工艺的基本过程,乏燃料元件的首端处理,铀钚共去污分离循环,钚的净化循环和尾端处理,铀的净化循环和尾端处理,溶剂萃取循环的主要设备,放射性三废的处理与处置,后处理厂的监测手段,辐射防护与核临界安全控制。 本书可作为高等院校核工程专业、核化工专业、核燃料工程专业及环境保护专业的主干课教材,也可作为相关专业的选修课教材。
《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。
本书主要介绍了放射性核素60Co、85Sr、134Cs和137Cs在非饱和黄土中迁移的野外试验、实验室模拟实验、分配系数测定和同步开展的非饱和水分运移规律现场观测的研究方法和结果,非平衡吸附模式与计算机程序开发、验证和应用。还介绍了实验场址区域环境特征调查和工程屏障材料改研究的方法和结果,以及开展中低放废物近地表处置安全评价方法研究总体方案设计和实验中考虑的一些主要问题,实验中发现的一些新现象和对某些问题的初步讨论。 本书可供从事放射性废物管理和辐射环境评价人员、高等学校教师、学生及有关审理人员参考使用,也可供某些非核专业工作者、环保工作者和关心环保工作的人员参阅。
《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。
《画说核安全》采用了大量生动逼真的漫画、图片、表格等表现方式,增加了知识的趣味性、生动性和可读性;三是结构安排合理,由浅到深,由表及里,层层展开,逐步深入,既适应普通社会公众的需求,又可以作为核电工作者的工作参考书籍。通过阅读《画说核安全》,希望广大读者更加了解核电站,了解核安全,支持核电发展,并积极参与和支持我们的核安全监管工作,共同营造有利于核电事业持续发展的社会氛围,为贯彻落实科学发展观,实现建设小康社会的宏伟目标作出应有的贡献。体系等。
本书从理论上探讨了一些跨专业、跨领域的边缘性问题,对核安全质保法规文件的内容及其相互关系做了一些较为浅显的解读,其目的是希望将质量保证由少数人的专业,变成大家都能理解和达成共识的东西。同时,《核安全领域质量保证基本要求》结合我国管理的特点,突出了核安全领域质量保证工作的系统性、强制性、计划性、实证性和独立性特点。