本书为 先进核反应堆技术丛书 之一，是国内第一部全面介绍同位素生产试验堆及其同位素提取技术的专著。 本书从同位素的应用情况、生产原理与生产方式，以及国内外均匀溶液型反应堆的发展概况出发，全面系统地阐述了同位素生产试验堆的系统构成、设计概况，包括反应堆及主要系统、同位素提取工艺、提取系统、配套系统、核设施典型事故分析等；同时，对设计中所关注的反应性稳定性、辐射防护设计、氢气产生与氢气风险、防止燃料溶液沉淀、结构材料耐腐蚀、燃料溶液临界安全、同位素提取工艺、铀回收技术、燃料纯化技术、放射性废气处理技术、放射性废液干燥成盐处理技术、取样技术等与反应堆及同位素提取工艺相关的关键技术问题进行了较详细的说明。 本书可供相关专业人员及高等院校核技术应用专业师生使用和参考。
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。
本书共6章，针对超临界水冷反应堆内的材料辐照损伤机理进行了系统阐述。首先综述性地介绍了超临界水冷反应堆的发展历史和研究现状，概括性地指出了现有研究中的不足。基于研究现状，从三个方面开展了深入的研究：以实验研究为手段，探究了带电粒子、 射线以及中子对材料的辐照损伤机理，建立了定量描述材料辐照损伤过程的动力学模型；针对超临界水的化学特性、辐照条件下的感生放射性以及反应堆运行过程中的水质控制方法进行了深入、细致的论述；针对超临界水堆中材料的常规化学腐蚀问题进行了全面阐述。
《“新”核取证：出于安全目的的核材料分析》研究和分析了20世纪40年代以来核取证分析的学科发展，重点探讨了核材料及放射性材料分析在核武器研发与军备控制、防核扩散与核安全、核查与情报等国际和平与安全事务中的具体应用。《“新”核取证：出于安全目的的核材料分析》共分为两篇。**篇介绍了出于安全目的的核取证方法，包括核取证分析过程、无机质谱和γ能谱测量技术、与核燃料循环及核爆炸爆后分析相关的核取证指纹特征。第二篇介绍了核取证应用实践，包括美国、苏联和瑞典的核取证发展历史，以及核取证分析在核军备控制与打击非法核交易方面的应用。
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。
本书以安全空间塑造前沿理论为基础，遵循 安全空间 国土安全空间 战场核生化安全空间 国土核生化安全空间 结构思路，探索国土核生化安全空间塑造的战略性与系统性。内容涵盖战争及平时核生化武器威胁与突发事件分析、国土核生化安全空间塑造的概念方法、区域格局划分，以及预警体系、防御体系、力量体系、指挥体系与行动体系等，另附外军参与国土核生化安全应急救援的典型案例。读者对象为国家核生化安全领域、军队核生化防护领域工作者，对政治、外交、军事、经济领域战略学者和规划工作者具有参考价值，也可作为战略学、国家安全学、核生化防护等学科的参考资料与学习教材。
本书用简明易懂、深入浅出的语言介绍了电离辐射环境的基础知识、环境中电离辐射的主要来源、辐射防护的基本方法、电离辐射环境安全方面的关注热点及国内外的*研究进展等。 本书主要读者对象是从事辐射安全与防护、辐射环境监测和辐射环境监督管理方面的专业人士以及对电离辐射环境安全感兴趣的有关读者。
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。
本书是英国帝国理工大学出版社系列丛书《工程材料》(MaterialsforEngineering)的卷。作者为俄罗斯V.G.Khlopin镭研究所的BorisE.Burakov，英国谢菲尔德大学的MichaelI.Ojovan和英国帝国理工学院的WilliamE.Lee。《BR》 本书总结使用晶体材料（如晶体陶瓷和大单晶）对锕系核素进行固化的方案和目前的操作。内容包括：描述锕系的基本物理和化学性能的应用领域及其危险性；系统地介绍锕系核废料固化、生产含锕系的耐久晶体材料的合成方法，以及实用分析技术、离子轰击和掺杂短寿命核素的方法及实验分析；简述含锕系材料的潜在应用价值。
《核反应堆工程（第3版）/国防特色教材·核科学与技术》比较系统、全面地介绍了核反应堆的基础知识，重点介绍了核反应堆结构和材料、核反应堆物理、核反应堆热工水力设计及核反应堆安全的知识。《核反应堆工程（第3版）/国防特色教材·核科学与技术》的内容以核电站压水反应堆为主，同时也介绍了舰船用反应堆、沸水堆、重水堆、气冷堆等不同类型的核反应堆。 书中涉及的学科领域比较广泛，内容涵盖了核动力反应堆的主要专业知识，反映了目前核反应堆工程的发展趋势。 《核反应堆工程（第3版）/国防特色教材·核科学与技术》可作为高等院校核科学与技术专业的研究生教材，也可作为核电站和船用核动力设计、运行及管理人员的培训参考书。
《重离子核反应（现代原子核物理）》阐述了低能核物理领域中重离子核反应的基础知识和新近的一些进展，共分七章。章为概述，对重离子核反应作一般性的概述。第2章论述了核反应研究中的一个根本要素，即核一核相互作用势。第3章至第7章介绍了重离子核反应的基础内容，即弹性散射、准弹性散射（非弹散射和转移反应）、深部非弹性散射和多核子转移反应、熔合反应及裂变反应。 《重离子核反应（现代原子核物理）》可作为研究生教材，也可作为从事核物理研究和教学工作者的参考书。
本书主要对第四代核能系统尤其是钠冷快中子反应堆的相关知识进行综合性介绍。内容包括第四代核能系统概述（发展背景和定义，优选核燃料循环，核反应堆安全，核能的经济性）、钠冷快堆基础（发展概况和基本特性，快堆物理，快堆热工流体力学，快堆材料，快堆安全）以及其他五种四代堆（高温/超高温气冷堆，熔盐反应堆，超临界水冷堆，铅合金液态金属冷却快堆和气冷快堆）的基本信息。 本书既可作为高校核电专业学生在第四代核能系统方面的入门教材，也可作为核电专业技术人员科研和培训的参考书籍。
