本书共6章，针对超临界水冷反应堆内的材料辐照损伤机理进行了系统阐述。首先综述性地介绍了超临界水冷反应堆的发展历史和研究现状，概括性地指出了现有研究中的不足。基于研究现状，从三个方面开展了深入的研究：以实验研究为手段，探究了带电粒子、 射线以及中子对材料的辐照损伤机理，建立了定量描述材料辐照损伤过程的动力学模型；针对超临界水的化学特性、辐照条件下的感生放射性以及反应堆运行过程中的水质控制方法进行了深入、细致的论述；针对超临界水堆中材料的常规化学腐蚀问题进行了全面阐述。
本书比较全面和系统地介绍了几十年来外在各种类型核废物处理与整备技术方面所积累的经验与成就，并尽可能反映当代的发展。 内容主要包括：核废物来源、主要特点及其分类，核废物处理处置基本原则及其现代理念，放射性废气的处理，低中放废水的沉淀、蒸发、离子交换和膜分离处理，放射性有机废液的处理及低放废液的生化处理，低中放废物的整备技术(包括各种固定化和减容技术)，高放废液的固化技术及分离－嬗变技术。
本书比较全面和系统地介绍了几十年来外在各种类型核废物处理与整备技术方面所积累的经验与成就，并尽可能反映当代的发展。 内容主要包括：核废物来源、主要特点及其分类，核废物处理处置基本原则及其现代理念，放射性废气的处理，低中放废水的沉淀、蒸发、离子交换和膜分离处理，放射性有机废液的处理及低放废液的生化处理，低中放废物的整备技术(包括各种固定化和减容技术)，高放废液的固化技术及分离－嬗变技术。
《核科学基本原理》是由有名物理学家欧内斯特·卢瑟福在加拿大蒙特利尔麦吉尔大学任教期间执笔的西利曼夫人纪念讲座系列第三卷，内容包含由耶鲁大学西利曼基金支持的11个主题讲座，主要讲述放射性科学在1906年及以前的发展过程和主要相关科学发现。内容紧凑，首先提出放射性半衰期的概念，然后重点证实放射性涉及从一个元素到另一个元素的蜕变，很后又将放射性物质按照贯穿能力分为α射线与β射线，并且进一步证实前者就是氦离子。全书结构简单，内容衔接紧密，逻辑性较强，是放射化学研究的精品之作。
同步辐射是被加速到接近光速的电子，在磁场中困向心加速度而改变运动方向时产生的亮度极高、的辐射。基于同步辐射的各种现代实验技术，在凝聚态物理和材料科学、化学与聚合物科学、生物和医学、分子环境科学、农学和林学等众多领域以及广泛的工业应用中，已是不可或缺的手段。该书从同步辐射的特性及其产生原理说起，阐述了同步辐射光源和光束线技术；解说了原子、分子，晶体及晶体表面的关于真空紫外、软x射线谱学和光电子能谱的电子结构研究；解说了利用硬X射线的X射线衍射的晶体结构解析，利用扩展X射线吸收精细结构技术的物质局域结构分析，以及X射线荧光分析和关于非弹性散射的电子结构研究，等等。研究对象涉及无机材料和有机材料的晶体、非晶体、液体，表面与界面以及蛋白质等诸多疗面。此外，还介绍了利用同步辐射的工艺应用研
核能动力是一种资源丰富，且极少污染环境的清洁能源。经过几十年来的发展，核能在世界能源结构中，已占有重要的地位，尤其在化石燃料逐渐枯竭，人类对保护环境日益重视的条件下，核能的重要性更加突出。在新的世纪中，要求核电必需具有更高的安全性、可靠性和经济性，于是各种新型堆应运而生。 本书对目前世界新发展的所谓下一代核动力反应堆的几种类型，它们的发展过程、主要技术特点和先进之外，与“用户要求”的比较等作了较为系统的介绍和说明，这些堆型包括先进型沸水反应堆、简化型先进沸水反应堆、先进型奈水反应堆、固有安全的供热反应堆和被誉为可能会是下一代主力堆型的高温气冷反应堆等。 本书是作者在清华大学核能技术设计研究院研究生班上近几年的授课讲稿，目的是使研究生们既能通过本课程的了解本院的研究方向及
《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。
本书章是数理基础，介绍高等数学最核心的概念微分和积分，以及物理学里最基本的单位制。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
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。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
本书章是数理基础，介绍高等数学最核心的概念微分和积分，以及物理学里最基本的单位制。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
《核反应堆工程(第2版)》比较系统全面地介绍了核反应堆的基础知识，重点介绍了反应堆材料、反应堆物理、反应堆热工水力及反应堆安全的知识。《核反应堆工程(第2版)》的内容以核电站压水反应堆为主，同时也介绍了船用反应堆、航天用的反应堆、沸水堆、重水堆、气冷堆等不同类型的核反应堆。书中涉及的学科领域比较广泛，内容涵盖了动力反应堆的主要专业知识，反映了目前核反应堆工程的发展趋势。
本教材以压水堆型核电厂为研究对象，着重论述美国三哩岛核电厂事故发生后十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。全书共9章，、2章介绍核反应堆安全的基本原则、核反应堆的安全性及安全功能，说明当前国际核能界对核电厂安全与事故对策的见解与实践；第3章阐述核反应堆瞬态分析基础；第 4章用确定论安全评价法，对压水堆各类设计基准的事故过程进行分析；第5章阐述严重事故（即超设计基准事故）过程、分析方法和事故的处置与对策；第6章介绍安全分析模型建立方法与已获成功应用的典型计算程序；第7章介绍核安全评价中另一种新的系统的工程安全评价技术——概率安全评价法；第8章分析事故情况下放射性物质释放规律、辐射后果及其防护原则；第9章讨论新一代压水堆安全性的改进与发展。 本书是高等学校核能工程系高年级
