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。

《辐射剂量学(核科学与技术国防特色教材)》(主编魏志勇)共15章，较为全面、系统地介绍了辐射剂量学基础、辐射场、基本辐射剂量学、微剂量学、辐射剂量计及辐射剂量测量方法、辐射防护、内照射剂量学、外照射剂量学、环境辐射剂量学、空间辐射剂量学和非电离辐射剂量学等方面的基础理论、基础知识、基本概念和主要技术手段和方法。本书内容充实、知识体系完整、结构条理清晰、层次分明，注重基础性的同时对近年的发展和前沿动态给予适度的介绍和引导，主要的概念同时给出中英文介绍。《辐射剂量学(核科学与技术国防特色教材)》适合于核技术、核工程、辐射防护、医学物理、放射医学、核医学、环境保护和空间环境等专业或专业方向的学生用作教材，也可以用作核技术应用领域、航天领域、环境保护、辐射防护、放射治疗、辐射诊断等领域从

曹欣荣主编的这本《核反应堆物理基础》从本科生的知识背景及学时安排出发，参考国内外同类教材，着重阐述反应堆物理的基本概念和基本理论，力求避免繁杂的数学推导，注意对学生学习兴趣的培养，并结合工程实际，简要介绍常用的反应堆理论分析方法。《核反应堆物理基础》内容包括引言、反应堆中的核反应、中子扩散、慢化与反应堆临界理论、反应性的变化与控制、反应堆中子动力学、核反应堆物理数值计算方法、反应堆堆芯物理设计与燃料管理、反应堆物理启动试验等。

本书介绍了自溶胶?凝胶法发明以来的工艺进展及近年来溶胶?凝胶法制备材料的*研究成果，系统归纳了溶胶?凝胶过程的基础知识。全书共12章，第1～4章介绍溶胶?凝胶法的基本知识和反应原理；第5～9章分别介绍溶胶?凝胶法制备体积材料、纤维材料、薄膜材料、纳米粉体和有机?无机复合材料的工艺方法；第10章介绍计算机模拟情况；第11章介绍已实用的相关产品；第12章介绍溶胶?凝胶过程及产品的分析测量方法。 本书适合作为本科生、硕士生及博士生教材及参考书使用，也可作为从事材料科学研究的科技人员、研究院的研究人员以及工厂企业的相关从业人员参考使用。

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。

《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。

《核电厂事故分析》主要内容为核电厂设计基准事故分析的基本知识和典型事故的分析方法和案例，其中包括各个事故的过程特点，事故缓解手段和对操纵人员的要求等。在分析案例中，本书引入了二代和三代核电机组设计基准事故的分析，并进行了比较。 《核电厂事故分析》是清华大学核能科学与工程专业研究生课程核电厂事故分析使用的教材，也可供从事核电工程的相关技术人员及高等院校核工程专业的师生参考。

本书简要介绍了磁约束和惯性约束聚变反应堆的基本概念以及聚变堆材料的特殊问题和壁结构，并以国际热核实验堆（ITER）的候选材料为重点，着重介绍了壁结构材料、面向等离子体材料、高热流密度部件材料、氚增殖材料、绝缘材料和超导材料；并简单介绍了冷却介质、中子倍增材料、慢化剂和反射层以及防护材料。 本书对从事反应堆材料研究特别是聚变堆设计和材料研究的科技人员以及相关材料专业的大学本科生和研究生都有参考价值。

本书介绍核反应堆物理的基础理论、物理过程和分析计算方法。内容包括：与堆物理有关的核物理知识，中子在介质中的慢化和扩散，临界理论，非均匀堆的计算、燃耗、反应性控制、反应堆动力学和堆芯燃料管理。 本书是高等学校核能科学与工程专业的教材，也可供核科学与技术有关专业的工程技术人员及研究人员参考。

《核能物理与技术概论(中国科学技术大学精品教材)》由邱励俭、王相綦、吴斌编著，《核能物理与技术概论(中国科学技术大学精品教材)》介绍了核能物理与技术方面的相关内容，主要在核能利用的框架下，介绍了核能的基本知识和概念、核能的各种产生方式以及核燃料循环等内容。适合作为高等院校相关专业的研究生教材使用，对相关研究人员也有一定的参考价值。

书稿为中等职业学校核电设备安装和维护专业学生教程和普通高中选修课程的教材。书稿共分六章：核能及核能应用；核电站基本知识；新时期核电人才需求状况；专业对应的职业群和职业资格要求；课程教学与实训；为走进核电建设企业做好准备。次教材也可作为关注中国核电站建设的人士的参考书。

本书共分九章：章是概述，简要介绍了核电站；第二章介绍核辐射探测原理和探测方法；第三章至第六章介绍不同测量目的所采用的没量系统和测量技术；第七章介绍核电站辐射实验室分析系统；第八章介绍核电站个人剂量监测系统，第九章表面沾污监测系统。 本书可作为大学“核工程与核技术”专业的本科生、研究生和从事核辐射测量与辐射防护的工程技术人员及管理人员的参考书。

本书根据近年来国内外在放射防护领域的研究成果，结合预防医学专业、医学影像专业的教学实践组织编写，全书共分八章，分别介绍了有关放射防护的基础知识，国际、国内有关放射防护标准中的概念和内容，放射外照射防护、内照射内容；医用中放射性的防护；放射的防护监测和职业保健监护内容。放射外照射防护、内照射防护内容。医用分子水平的变化，放射性事故的应急处理和放射防护方面的新国家法规、条例等。 本书可作预防医学专业，医学影像专业学生的教材，也可供相关医务工作人员作为参考书。

本标准按照GB／T 1．1—2009给出的规则起草。 根据《中华人民共和国突发事件应对法》和《中华人民共和国职业病防治法》制定本标准。 本标准技术性内容参照国际原子能机构(IAEA)2007年出版的安全指南N0．GS-G-2．1《核或放射紧急情况应急准备的安排》编制。 本标准由卫生部放射卫生防护标准专业委员会提出。 本标准由中华人民共和国卫生部批准。 本标准起草单位：军事医学科学院放射与辐射医学研究所、中国疾病预防控制中心辐射防护与核安全医学所。 本标准起草人：叶常青、刘英、杨国山、刘长安。

本书在系统全面地介绍大型压水堆核电厂一、二回路主辅系统、专设安全设施及上述系统主要设备的功能、组成、运行原理的基础上，重点论述了堆核电厂的调试启动、正常运动与维护、事故时的安全性和运行管理等方面的基本问题。全书共分十四章，章概要介绍核电厂经济性、安全性及压水堆核电厂的运行特点：第二、三章是压水堆核电厂一回路主系统设备的主要辅助系统的描述；第四、五章分述压水堆核电厂二回路系统和设备；第六章介绍压水堆核电厂的专设安全设施；第七、八章叙述压水堆核电厂控制、保护、检测系统和汽轮机调节保护系统；第九章简介压水堆核电厂发电机及其辅助系统；第十、十一章阐述压水堆核电厂的调式启动步骤和各种标准运行状态下的有关问题；第十二章是对压水堆核电厂安全性的评价及典型事故分析；第十三、第四章论棕压水准

李夕海、李义红编*的《核爆炸侦察技术及应用 (军队2110工程三期建设教材)》主要介绍了次声波侦察地震波侦察及电磁脉冲波侦察等核爆炸侦察技术的基本原理，系统阐述了核爆炸侦察信息的获取、事件检测、性质鉴别、源参数计算等关键方法，以及相应的波形信号融合处理技术，并简要介绍了天基核爆炸侦察、放射性及水声侦察等其他核爆炸侦察技术。 本书可作为核爆炸侦察及禁核试核查方向的专业教材，也可作为从事相关领域教学、科研的工作者和工程技术人员的参考书。

直线感应电子加速器可产生流强达数千安培、高亮度、低能散度的高品质电子束，部件式结构的特点使它可大量串接获得所需要的能量，由于具备这些优越性能，使得直线感应加速器在近60年的时间里得到了快速发展，并在闪光X射线照相、辐照效应、自由电子激光、粒子束聚变、高功率微波等国防研究领域得到广泛应用。 本书介绍了直线感应电子加速器的发展史，给出了世界从事直线感应加速器研究的主要研究机构和主要的直线感应加速器装置。描写了直线感应加速器加速的基本原理和系统组成，详细地阐述了电子注入器、感应腔、脉冲功率系统、束流传输线的基本构成和设计要求，对直线感应电子加速器中的二极管物理、加速器物理和强流束物理等主要物理问题也进行了系统论述。描述了直线感应加速器控制系统的控制对象和使用环境，并以国内外几台主

《反应堆热工水力学(第2版)》主要叙述了反应堆热工水力学分析的基础理论和一些分析方法，包括核能系统中的基本热力过程、反应堆内材料的选择、堆芯内的热量产生、燃料元件内的导热过程、燃料元件和冷却剂之间的传热过程、流动系统的水力和输热分析等，并在此基础上，进一步介绍了反应堆稳态热工设计原理。本书的重点是燃料元件内的传热过程、单相流和两相流的热工水力分析。 《反应堆热工水力学(第2版)》对单相流和两相流的分析方法进行了新的探索，由浅入深，推理严谨，并将热力学、传热学、流体力学与实际的反应堆工程密切结合起来进行阐述，因此是一本理论性和工程性都很强的教材。 《反应堆热工水力学(第2版)》可作为高等院校反应堆工程专业高年级本科生的专业基础课教材，也可供相关专业的工程技术人员参考。

《核动力装置热力分析》介绍了不同堆型核电厂采用的朗肯循环、布雷顿循环以及影响循环热效率的主要因素，介绍了定功率法、等效焓降法、循环函数法、凝汽法、矩阵法等热平衡分析方法，着重介绍了（火用）的概念、计算方法以及（火用）分析方法在压水堆核动力装置热力分析中的应用，并通过对压水堆核电厂热力系统的热平衡分析和炯分析，指出核电厂能量传输与转换过程中能量利用的合理性与有效性，提出改善核电厂热力系统能量利用水平的方法和途径。《核动力装置热力分析》还简单介绍了炯经济学分析方法的基本理论以及核电机组热经济性在线分析的方法。

研究试验堆燃料元件制造是原子能工业的一个重要领域。本书简要介绍了研究试验堆的功能和应用，着重介绍了燃料元件的主要制造技术和工艺，没有涉及很深的技术理论和工艺原理，但涵盖了研究试验堆燃料元件制造的主要技术和工艺。研究试验堆燃料元件的制造涉及的技术领域较广，工艺繁杂，其中包括铀化工转化、铀冶金、铀粉末冶金、热处理、压力加工、机械加工，表面处理、理化分析、无损检测等专业。由于研究试验堆燃料元件的种类较多，本书只选取了具有代表性的几种燃料元件的制造技术和工艺进行了描述。 本书可供涉足该领域的工程技术人员及相关专业的大学师生学习和参考。

为了提高核安全专业技术人员素质,确保核与辐射环境安全,维护国家、社会和公众利益，根据《中华人民共和国环境保护法》和《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条理》的有关规定，人事部、国家环境保护总局于2002年11月19日颁布了关于印发《注册核安全工程师执业资格制度暂行规定》的通知人发[2002]106号，决定在核安全及相关领域中建立注册核安全工程师执业资格制度。根据《注册核安全工程师执业资格制度暂行规定》，注册核安全工程师执业资格考试科目为：《核安全相关法律法规》《核安全综合知识》《核安全专业实务》和《核安全案例分析》。为了方便考生复习和准备考试，本丛书编写委员会依据国家环境保护总局组织编写、人事部审定的《全国注册核安全工程师执业资格考试大纲》的具体要求编写了此书，供广大专业人员培训或自学使用。