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。
为适应核安全法制建设的需要，我局重新编辑了《中华人民共和国安全导则汇编》。 本汇编对1992年版核安全导则汇编作了补充和修订，收入了所有1986年至1998年上半年发布的现行有效的核安全导则。
根据核动力装置用泵的特点和种类，有选择、有侧重地编著了本书。在详细介绍离心泵基本理论的基础上，介绍了核动力装置用的一回路主冷却剂泵、二回路给水泵、凝结水泵和循环水泵，并简要介绍了离心泵之外的其他类型泵的结构和工作原理。 本书可作为高等院校核工程专业本科生的教材，也可供从事核动力工作的人员使用和参考。
本书涵盖了我国核电厂一回路源项和排放源项的**研究成果。全书共11章。章简要介绍我国核电堆型、核电厂正常运行辐射影响及安全要求、一回路源项和排放源项的研究历程与源项框架体系。第二章介绍M310、WWER、AP1000和EPR等堆型引进时的一回路源项和排放源项。第三章至第五章系统总结新构建的一回路源项和排放源项框架体系、一回路源项模式和参数、排放源项模式和参数的研究成果。第六章至第九章对CPR1000/CNP1000、WWER、AP1000和EPR等堆型的一回路源项和排放源项进行了重新计算。第十章介绍我国自主研究设计的高温气冷堆的一回路源项和排放源项。第十一章提出对未来继续研究的展望。
本书是有关先进核能系统和模块式高温气冷堆的专著。面对核能公众可接受性和电力系统体制改革的挑战，1996年6月美国能源部首先提出了“第4代核电技术”的概念，得到国际核能界的支持。第4代核电站是指待开发的核电技术，其主要特征是具有更好的经济性、安全性和核废物产生量少，防止核扩散。 本书从燃料循环、安全性和经济性等方面探讨了先进核能系统——第4代核电技术的基本特点以及相关的技术工程问题。并且以模块式球床型高温气冷堆为典型堆型，从先进核能系统的特点出发，分析和探讨了模块式高温气冷堆的特点和相关的工程技术问题。 本书读者主要从事核能领域的研究人员、管理人员和决策者，以及大学相关专业的研究生。
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。
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
《气溶胶遥感定量反演研究与应用》共14章，介绍气溶胶的遥感定量反演方法，简要介绍气溶胶的来源和性质、气溶胶遥感反演的基本理论和方法，系统描述地基观测仪器太阳分光光度计和激光雷达的观测原理及气溶胶参数反演方法，阐述卫星遥感探测海洋与陆地气溶胶的原理、方法和数据处理以及相应反演结果的验证等内容。 《气溶胶遥感定量反演研究与应用》可供从事气溶胶遥感、辐射平衡研究和大气环境质量监测工作的科研人员和相关专业研究生参考使用。
本书共分13章，主要内容包括核电前期技术工作概述、核电厂前期的岩土工程、地震调查与评价、核电厂前期工程水文研究、核电厂前期的气象调查、核电厂前期外部人为事件调查、核电前期的环境影响评价、核应急计划实施可行性研究、社会稳定风险评估、前期工作的其他技术任务、核电前期工作各阶段技术报告、核电前期应注意的重点技术问题、IAEA对核电厂选址的相关要求与实例。 本书对于核电项目前期工作具有一定的指导性、可操作性和通用性，可作为核电项目前期工作人员的培训教材，也可供关心核电项目前期工作的各界人士参考。
《核技术应用》是国内部旨在介绍非动力核技术（通常称同位素与辐射技术）及其应用所涉及的主要方法、原理及新进展的教材。其内容涉及同位素制备技术，核分析技术，核技术在工业、农业、医学、环境、材料改性等领域的应用；并对其在能源领域的应用作概略介绍。 本书可作为大专院校核科学与技术所属专业教学教材、相关专业选修教材和参考书，也可作为从事核技术研究及应用的科技工作者的参考书。
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。
本书主要内容包括，核电厂常用材料概述、核电厂重要设备的服役环境、核电厂材料疲劳及疲劳分析、服役环境对材料疲劳影响分析的历史及现状、疲劳试验分析装置、环境对材料疲劳影响参数、疲劳试验大纲及规程、低合金钢材料疲劳试验结果、奥氏体不锈钢疲劳试验结果、疲劳检测及裂纹容限分析等。
本标准代替GB/T l3694—1992《a－，β－平板标准源通用技术条件》。本标准与GB/T l3694—1992相比主要有以下变化： a）标准名称改为《a、p和7平面标准源通用技术条件》； b）增加了8个术语和定义，更改2个术语和定义； c）增加了标准源新品种7个（55Fe 238Pu l291 241Am、57C0 137Cs、60C0 7标准源）； d）增加了源的适用范围； e）增加了标准源的结构形式、核纯度检测方法、源效率和源底衬材料； f）增加了推荐使用的7标准源放射性核素及其过滤片的要求； g）修改了标准源的表面发射率推荐范围； h）增加了平面标准源活度的不确定； i）增加了标准源活性面尺寸和源底衬平面外形尺寸； j）增加了标准源的安全性和牢固性； k）增加了标准源说明书。 本标准由中国核工业集团公司提出。 本标准由全国核能标准化技术委员会归口。 本
