本书在国内外首次系统性描述了聚变工程实验堆的概念设计方案，为中国聚变工程实验堆（聚变反应堆工程）提供理论指导和工程技术支持。针对聚变反应堆工程的各项运行指标和关键等离子体参数要求，本书系统总结了装置主机设计中涉及的超导磁体系统、真空室系统、冷屏和杜瓦系统、先进偏滤器和包层系统、遥操作维护和主机装配等原理和方法，同时针对聚变工程实验堆装置主机设计中涉及的创新设计及科学研究方法进行了总结。
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。
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。主要内容包括国内外*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；世界各国在先进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，亦可作为高等院校核工程专业、核化工专业及核
《基于核主元模糊聚类的旋转机械故障诊断技术研究》是基于控制工程解决机械自动化检测和排除故障的专*。作者李怀俊凭借自身扎实的机械工程控制学素养，迎合机械生产自动化、数字化产业发展趋势，结合珠三角地区工业生产现代化实际需求，通过科学分析和数学建模等方法，系统和较为可行地对旋转机械故障检测诊断提出了思路。
本书分为上、下两篇。上篇介绍设备制造和检验基础，包括金属材料及检验、机械加工工艺、铸造检验、锻件质量、电气设备检验、无损检验（液体渗透、磁粉、超声、射线检验）和核燃料组件制造及检验等方面的内容。下篇介绍核电站设备制造和质量监督，包括核岛主设备（反应堆压力壳、蒸汽发生器、冷却剂泵、稳压器等）、安全系统的设备和通用设备（例如罐、泵、电动机、热交换器等）和常规岛主设备（汽轮机、发电机、给水泵、汽水分离再热器、主变压器等）以及通用设备的制造、检验、质量监督要求等。 本书可作为参与核电站设备制造质量监督人员的基本参考书，也可作为核电站设备制造质量监督检查员的培训教材。同时，还可供其他大型工程设备（尤其是大型电力设备）制造质量监督人员工作和学习中参考。
本书共分８章。第１、２章介绍了反应堆中子动力学的基础知识。第３章主要论述了有外中子源条件下中子动力学方程的新解法。第４章论述了无外中子源条件下中子动力学方程的传统解法与新解法。第５、６章介绍了有温度反馈和毒物反馈条件下中子动力学方程的新解法。第７章介绍了点堆中子动力学方程传统的数值解法与新解法。第８章简要介绍了反应堆时空动力学。 书中的新方法特别适用于反应堆运行现场的实时和超时计算，本书可作为反应堆工程专业硕士研究生教学参考书，也可供有关专业的工程技术人员和研究人员参考。
本书首先对温室气体排放问题，全球变暖的紧迫性做了系统性的阐述，使读者清晰地认识温室气体问题的根源。同时，本书对各类可再生及清洁能源技术做了客观的介绍和分析，尤其对核能的发展历程、现有的技术路线和未来的发展模式做了深入的分析与讨论。然后，本书把我们带入了几乎不可回避的未来：为了满足对能源的巨大需求和解决温室气体排放问题，人类将不得不进入核时代。在如何更安全、快速地发展核电的问题上，通过回顾核电的发展历史，分析人类对核能的恐惧，考略到现存核废料的安全性，以及解决全球变暖的紧迫性，我们得出结论：发展小型核电技术也许是清洁、经济、安全的方案。
本标准的全部技术内容为强制性。 本标准代替GB l0252—1996《钴-60辐照装置的辐射防护与安全标准》。 本标准与GB 10252—1996相比，主要变化如下： ——标准的名称由《钴一60辐照装置的辐射防护与安全标准》改为《7辐照装置的辐射防护与安全规范》； ——“范围”一章增加了一些包括的内容，扩大了适用范围； ——“规范性引用文件”全部作了修改； ——增加了“术语和定义”一章； ——“辐射与污染控制”作了部分修改； ——删除了原“工作场所的划分与要求”一章中“非限制区”一条； ——增加了“辐射防护与安全设计”一章； ——增加了“辐照装置的环境评价”一章； ——原“辐射防护与安全管理”改为“辐射安全管理”； ——删除了原“辐射防护与安全技术要求”和“辐照装置的安全分析，，两章； ——原“
本教材着重阐述核辐射测量的基本原理和方法、数据处理和典型应用等基本内容，以及相关进展情况与*成果，同时介绍辐射防护和辐射剂量学的基础知识。本教材分为九章，主要内容包括：原子与原子核、放射性衰变规律、核反应概论、核辐射测量常见物理量及单位等基础知识；重带电粒子和快电子、Y光子和x光子、中子等与物质相互作用的基础知识；核事件的统计分布，统计误差与数据检验，测量不确定度等数据处理的基础知识；气体、闪烁体、半导体等核辐射探测器的工作原理与射线探测过程，核电子学的基础知识；a和$等带电粒子的活度测量方法，d能谱与B*能量的测定方法，d和p测量技术的典型应用；不同形体辐射源的l辐射场计算，l照射量率与Y能谱的测量方法，能量刻度和效率刻度及Y能谱数据处理方法，Y测量技术的典型应用；X荧光的定性与定量分析及
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
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
《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。
日本3月11日大地震和地震引发的海啸，给日本国民造成了重大灾难，也给我国驻日机构人员和旅日同胞带来了生命和财产损失，特别是地震引起的福岛核电站事故，灾情至今未得到有效控制，给周边地区人民的生命安全带来一定威胁，并引起临近地区公众的普遍担忧。作为专门从事放射医学研究的中国军事医学科学院放射与辐射医学研究所，编者们对日本人民此刻遭受的灾难深表同情，对我国驻日机构人员和旅日同胞的安全保持高度关注。为了帮助人们正确应对核电站事故可能的健康影响，我所专家针对此次核事故以短时间编写了这本小册子。《日本福岛核电站事故核辐射防护知识问答》由刘超主编，以问答的形式，通俗的语言，对公共普遍关心的问题进行解答，希望为大家的健康安全防护提供帮助。
《核能利用与核材料》是为工程物理系本科生 核材料系列课程 编写的教材之一，内容包括核物理与核辐射基础、核能基础、核能利用和核材料、核电厂主要设备及核材料等4 章。本书作为本科低年级入门教材，可用于概论课和生产实习使用。第1 章核物理与核辐射基础，从原子模型和卢瑟福散射实验谈起，讨论核子与核力，核反应与化学反应的区别，质量亏损与核能，裂变、衰变和聚变，核燃料与核能，放射线，放射线的危害，吸收剂量与当量剂量，放射线的屏蔽与防护；第2 章核能基础，介绍可控链式反应和反应堆，核燃料及核燃料再循环，反应堆类型，反应堆的调节和控制，核事故和核安全，放射性废物处理；第3 章核能利用和核材料，讲述了核爆炸和核反应堆的原理，讨论铀浓缩，核反应堆的种类及其结构，热中子堆中钚的使用，快中子增殖堆，核反应堆用材
本书介绍了核能动力装置的设计原理和优化原理，分析对象涉及到反应堆堆芯、稳压器、蒸汽发生器、汽轮机、冷凝器等装置中的所有关键设备。全书共分8章，在概括描述核能动力装置性能特点、应用领域、发展趋势、类型特点、系统和设备的基础上，介绍了设计和优化的一般步骤和系统优化参数的确定方法；介绍了核反应堆堆芯、装置中的热力和动力设备的设计和分析模型；介绍了多种优化算法及其特点；然后以压水堆型核能动力装置为分析对象，分别给出了蒸汽发生器和反应堆压力容器两个单个设备优化和核能动力装置全系统总体优化的案例。《核能动力装置设计与优化原理》内容涵盖专业面宽、综合性强、特色突出，适合作为高等院校核能科学与工程、核能与能源工程、核反应堆工程与安全等核科学与核技术类专业研究生和高年级本科生专业课教材。
