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。
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。
本书以世界三次严重核事故为主要内容，根据国际权威机构发布的调查研究报告为基础，对三座核电站的基本情况、核事故发展的始末、对公众和环境的影响、周边环境及其恢复情况、经验教训等内容进行了全面梳理；阐述了我国在吸取核事故所带来的教训的同时，不断改进、提升核电安全水平所采取的行动，包括出台相关法律法规、改进在运核电项目、更新设计理念以及核电技术创新等；并以重返切尔诺贝利核事故现场纪实的形式，为读者展现切尔诺贝利核电站的周边环境及其恢复情况。
原子弹的研制是影响人类历史的重大事件之一。本书着眼于大量的历史细节，描述了原子弹研制的过程，以及与原子弹研制相关的20世纪上半叶原子物理学的一系列进展。作者以爱因斯坦、玻尔、齐拉、费米、奥本海默等主要历史人物的传奇经历为主线，不但栩栩如生地描述他们的生平和科学活动，而且从社会的、政治的角度、全面反映了原子弹研制的时代背景，科学和政治的相互作用。以及科学家与政治家的对话和冲突。本书是以小说般的行文写成的科学技术史，故事性强且叙事优美，英文原版曾获“普利策奖”、“美国国家图书奖”。以及“美国国家书评奖”，被美国《时代》周刊评为“20世纪80年代十佳著作”之一，并被译成十余种其他文字出版。 “曼哈顿工程”是人类历*宏伟的大科学工程之一。相关的科学发现、技术创新，科学家的个人探索活动和科学团
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
本书是有关碱矿渣-黏土复合胶凝材料对放射性核素锶铯的固化作用及其机理的系统研究成果专著。系统介绍了作者近十年来对基于碱矿渣-黏土复合胶凝材料基材吸附核素的性能、碱矿渣-黏土复合胶凝材料配方设计及其固化锶铯的机理等的研究成果。全书共七章，主要内容包括：放射性核素锶铯固化的研究现状与研究背景；固化基材——黏土等矿物材料对锶铯的吸附性能；矿物材料的谱学及稳定性研究；碱矿渣-黏土复合胶凝材料的组成设计；碱矿渣-黏土复合胶凝材料固化锶铯的机理研究；碱矿渣·黏土复合胶凝材料固化模拟放射性泥浆的可行性及固化体的性能研究；热力学分析。重点介绍了黏土等矿物材料对锶铯的吸附性能、吸附机理及在不同条件下的稳定性，碱矿渣-黏土复合胶凝材料的设计、固化性能评价与固化模型。 本书是一部研究成果专著，也是
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。
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
本书为 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。本书主要介绍一些已经成熟的辐射加工技术，如热收缩材料和电线电缆材料的制备技术，其中重点介绍利用辐射技术制造的先进材料及其优点，并通过一些实际案例来增加可读性；介绍若干正处于研究之中，并期待着未来能够实现技术突破和商业应用的材料。本书涉及的材料领域包括高性能纤维、自润滑特种材料、超细粉体特种材料、民用纤维、天然高分子材料、电池隔膜材料、特殊过滤材料及纳米材料等。 本书可作为高校与科研院所本科生培养与研究生教学资料，也可以用作科研人员与工程技术人员的参考资料。
《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。
《环境保护部电离辐射安全与防护培训教材：辐射防护基础教程》为环境保护部电离辐射安全与防护培训教材。全书分为5篇，分别为基础知识、辐射防护概论、辐射防护管理框架、实用辐射安全与防护、电离辐射医学应用的防护与安全。全书由独立的几个模块组成，根据教学需要，每一模块既可以单独使用，也可以以不同的方式组合使用，非常灵活。《环境保护部电离辐射安全与防护培训教材：辐射防护基础教程》可作为辐射安全与防护方面技术人员以及相关领域从业人员的继续教育和职业培训教材，也可用作高等学校工程物理、核科学与技术、辐射安全与防护等专业的参考教材。
本书首先介绍核电厂运行的基本原理，内容包括反应性、反应性系数、燃耗与中毒等基本概念。然后介绍核电厂的堆芯和冷却剂系统的特点，以及相应的能量传输和转换系统。在此基础上，介绍核电厂仪表和控制系统，以及各种类型的核电厂的控制特点。随后介绍辅助系统和安全系统，这对核电厂运行也是十分重要的。后，介绍核电厂的正常运行和异常运行等知识。本书还对核电厂的常规和非常规运行进行了介绍，包括功率调节、跨越碘坑、停堆或停机后的恢复运行、热传输系统或蒸汽给水系统发生故障后的诊断和运行等。本书既适合从事核电厂运行及管理人员使用，也可供高等学校核反应堆工程专业的师生及从事核电工程的技术人员参考。
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
本书比较全面和系统地介绍了几十年来国内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。
GB/T 4960《核科学技术术语》分为8个部分： ——第1部分：核物理与核化学； ——第2部分：裂变反应堆； ——第3部分：核燃料与核燃料循环； ——第4部分：放射性核素； ——第5部分：辐射防护与辐射源安全； ——第6部分：核仪器仪表； ——第7部分：核材料管制； ——第8部分：放射性废物管理。 本部分为GB/T 4960的第6部分。 本部分主要参考： ——HAF l02（2004）《核动力厂设计安全规定》； ——IEc 60050——393：2003（核仪器——物理现象和基本概念》（第2版）； ——IEC 60050——394：2007《核仪器——仪表、系统、设备和探测器》（第2版）。 本部分代替GB/T 4960.6——1996《核科学技术术语核仪器仪表》，本部分与GB/T 4960.6——1996相比主要差异如下： ——在第3章“通用核仪器及其特性和试验”中增加3.4“试验和测量误差
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，本书从核电大型锻件SA508Gr.3钢相变动力学曲线测试出发，系统地开展了SA508Gr.3钢过冷奥氏体等温转变、连续冷却转变以及回火过程的金相组织分析研究，结合AP1000核电大型锻件试制过程中的金相检验工作，从积累的大量金相照片中，选出一部分编成SA508Gr.3钢金相图谱，以期从形貌学的角度反映该钢种的组织特征和变化规律。本书可供从事核电装备研发、设计、核电大锻件的制造和质量检验有关的工程技术人员参考。
