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。
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。
本书通过大量翔实的试验数据，重点介绍了超大型核电锻件在从自由锻造向绿色制造（胎模锻造、近净成形）发展过程中的先进制造技术及工程应用，对研制过程中的经验教训进行了深入剖析。针对核电装备向大型化、长寿期的发展趋势，对超大型核电锻件未来的发展进行了展望。本书含有1300余幅图表，内容包括所描述的超大型核电锻件1:1评定、解剖、制造等珍贵技术资料，是一代工程技术人员心血的结晶。在全球装备制造业因产能严重过剩而导致价格恶性竞争的新形势下，对稳定和提高超大型核电锻件质量具有很高的参考价值。本书可供从事锻造行业的生产、技术与研发人员使用，也可供高等院校相关方向的研究生和教师参考。
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
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 十三五 普通高等教育本科规划教材 普通高等教育核工程与核技术专业规划教材。全书按照阀门、泵与风机、空气压缩机、热交换器分为四篇，共十八章，主要介绍了阀门、泵、风机、空气压缩机、热交换器的类型、型号、装置结构和基本理论。
《大辞海》是一部填补中国辞书空白的特大型综合性辞典。其编纂以《辞海》为基础，继承《辞海》的优点并加以拓展，以增收《辞海》尚未涉及的新领域和各学科的新词新义为重点，适当补充缺漏。全书收词约25万条，共约5 000万字，均为《辞海》的两倍以上，按学科分类编纂分卷出版。 《大辞海·能源科学卷》为《大辞海》中的一卷。共收能源科学词目3800余条，选收范围为能源科学中的基本名词、理论、方法、事件、机构、工程等。按总类、常规能源、能源储运、能量转换、终端用能、能源环境、能源管理、能源经济、新能源九部分分类编排。以60万字的适度篇幅，呈现能源科学这一新兴交叉学科的概貌，满足关心能源科学的读者日常查考之需。
大型先进非能动压水堆CAP1400 是在举国体制下开发的核电型号。 十三五 重点图书出版规划项目 核能与核技术出版工程 丛书之《大型先进非能动压水堆CAP1400》（上下册）一书从科技重大专项 大型先进压水堆CAP1400 的科研和工程实践出发，全面系统地介绍了CAP1400的总体技术、堆芯设计、系统设计、布置结构、试验研究、电厂运行、技术经济评价等内容，兼顾工程性与学术性，体现了CAP1400的安全性与经济性，继承性和创新性，以及先进性与成熟性。在安全性、经济性和技术先进性方面，CAP1400位于世界前列。 核电是高品质、低污染、高技术含量、低运营成本的绿色能源，核电的建设可以有效控制国内的环境污染，带动制造业技术发展。基于60年中国核工业发展底蕴和近半个世纪的核电研发、设计、工程建造实践，我国核电技术在取得较大发展同时，必须 啃
本标准参照采用IEC标准IEC 60568—2006，Nuc1ear powerp1ants--Instrumentation important tosafety--In—core instrumentationfor neutron f1uence rate(f1ux)measurements in powerreactors的有关技术内容。 本标准代替GB／T 8995--1988《核反应堆中子注量率测量堆芯仪表》。 本标准与GB／T 8995--1988相比主要变化如下： ——第3章“术语和定义”增加了术语“主要信号”、“附加信号”、“输出误差的限值”和“变换函数”； ——增加了探测器电缆安装的一般原则(见4．8)； ——增加了移动式探测器中子注量率测量堆芯仪表的处理功能要求(见6．7)； ——增加了第13章“退役”。 本标准由中国核工业集团公司提出。 本标准由全国核仪器仪表标准化技术委员会归口。 本标准起草单位：中国核动力研究设计院。 本标准主要起草人：李文平、刘艳阳、李高、吕渝川。
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。
贺仁辅、邓门才编著的《快中子临界装置和脉冲堆实验物理》全面介绍了快中子临界装置和脉冲堆上实验的方法、技术和相关理论。全书共分为七章。前三章介绍了中子链式反应物理的基础理论，重点介绍了中子链式反应系统的各种本征值问题和系统不同本征值之间的关系，从而引出系统各种特征量的清晰足义，并阐述了按照各特征量随全相似系统集合中不同系统的变化规律对特征量进行分类的意义。第4章、第5章、第7章分别系统地介绍了有关快中子次临界装置、临界装置和脉冲堆的实验方法和技术，重点阐述了周期法为主的反应性测量技术，测量临界装置反应性微扰系数、功率及中子能谱等特征参量的技术，测量脉冲堆的脉冲裂变产额、脉冲波形、热冲击应力、辐射剂量等的技术。第6章重点介绍了重要特征量之一的瞬发中子衰减常数的各种测量技术，包括周
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，以及物理学里基的单位制。第2章是热力学，介绍热力学所涉及的一些基物理量和基定律。第3章是传热学，讨论热传导、对流换热和热辐射的基原理，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、稳压器等设备的原理以及特
《核工程与核技术专业英语(工业和信息化部十二五规划教材)》的阅读内容取自英文的原版教科书和工程设计说明书，选取的内容涵盖了核工程与核技术的基础理论知识和专业知识。全书两大部分共20课，前10课为核工程部分，主要介绍了核反应堆基本原理和结构、核动力系统和设备等；后10课为核技术部分，主要介绍了核技术及辐射防护原理、放射性废物处理及核技术应用等内容。书中内容涉及的核工程与核技术专业词汇广泛，内容丰富，知识性强。 本书可作为核工程与技术专业大学本科生的专业英语教材，也可用于相关技术人员的培训和自学用书；还可作为非本专业人员了解核专业的阅读材料。
