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。
本书是一部系统介绍轻水堆核电厂严重事故相关机理及现象学的专著，汇集了作者及其课题组多年来在严重事故领域的研究成果。同时，为了尽可能全面反映国际研究动态，书中也介绍了其他研究者的成果。 本书共分为13章，其中：第1、2章对核电厂严重事故及其历史进行了回顾；第3章至第9章详细介绍了严重事故进程中的各种现象学及相应的理论和实验研究；第10、11章对严重事故后的管理和评价方法进行了介绍；第12章对国内外严重事故分析程序进行了系统的分析和总结；第13章整理给出了核电厂及相关核动力系统严重事故分析过程中需要的各种材料的热物性。 本书有助于提高对核电厂严重事故的认识水平，增强对核安全的重视。本书可供核电厂设计和研究单位开展相关工时参考，也可以作为核电厂相关专业研究生课程的教材。
《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
《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。
本书着力于核工程所涉及领域的基本原理，打通各个领域的壁垒，使核工程所涉及到的各个领域的基本原理融会贯通，使读者能够掌握全面的知识体系。
朱玉璧所*的《核电工程建设总承包管理企业核安全文化建设探索》主要阐述核电工程建设总承包管理企业开展核安全文化的建设和培育的主要内容，以及具体做法。通过对《声明》进行全面的解读，结合核电工程建设总承包管理的经验反馈、标准化、专业化、创新、对标管理等方面的实践，对目前国内相关企业的现状进行梳理，把《声明》的要求，以理论和实践结合的方式落实在企业核安全管理中，提出重点环节和具体做法。
《中国核能安全技术发展蓝皮书》由中国科学院核能安全技术研究所主编，邀请了来自国家核安全局、国家能源局、国家国防科技工业局、中国科学院、中国工程物理研究院、中国核工业集团有限公司、中国广核集团有限公司、国家电力投资集团有限公司、中国船舶重工集团公司和清华大学等单位的知名专家、学者共同编著而成。 《中国核能安全技术发展蓝皮书》总结了我国核能和平利用以来在运核电站的安全现状，系统阐述了第三代、第四代及其他先进核能系统的安全特性，介绍了我国核能安全关键技术的研究进展，以期全面展现我国核能安全技术的发展现状及未来态势，促进核能科学技术的原始创新，推动我国核能事业的持续健康发展。
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。
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。
《辐射安全手册精编》是在《辐射安全手册》的基础上精选、整合和增补而成，内容涉及辐射安全的各个方面，共包括14章和3个附录，第1～3章为有关辐射安全的基础知识，其他章节为实用的辐射安全技术和要求，附录为基本物理常数、常用参数等。
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
文件单行本。 近七十年来，中国核事业从无到有、持续发展，形成了完备的核工业体系，为保障能源安全、保护生态环境、提高人民生活水平、促进经济高质量发展做出了重要贡献。党的十八大以来，中国的核安全事业进入安全高效发展的新时期。*主席提出理性、协调、并进的核安全观，为推进核能开放利用国际合作、实现全球持久核安全提供了中国方案。为介绍中国核安全事业历程，阐述中国核安全的基本原则和政策主张，分享中国核安全监管的理念和实践，阐明中国推进全球核安全治理进程的决心和行动，特发布本白皮书。
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。
核燃料进入反应堆前的生产制备及在反应堆中燃烧后的后处理过程统称为核燃料循环。本书全面介绍了反应堆用核燃料循环各个环节的方法和工艺，内容涉及铀资源与铀矿冶、铀纯化转化、铀浓缩、燃料元件制造、反应堆运行及乏燃料后处理等，对核燃料安全也有所涉及。本书按照核燃料生产应用及乏燃料处理流程的先后顺序，对核燃料循环进行了较为系统、全面、有一定深度的阐述，帮助读者对核燃料循环的各个环节的方法、工艺及技术特点有整体的认识。本书可以作为核燃料循环相关专业的本科和研究生培养的入门教材，由于跟踪了国内外核燃料循环技术的*进展，也可作为核燃料循环行业科研、生产、运行的工程技术人员的参考书，也可以作为针对核燃料循环学科的科普参考书。
本书基于基金委和科学院联合学科战略研究项目，介绍了几代核反应堆的技术和发展现状，结合国际形势，分析与判断我国在世界范围核能安全利用领域的地位和影响。本书还从核能安全中长期发展趋势，提炼了其中若干重大科学问题，结合国家需求，提出到2030年或更长时间内核能安全利用的发展战略建议。
本书首先介绍核电厂运行的基本原理，内容包括反应性、反应性系数、燃耗与中毒等基本概念。然后介绍核电厂的堆芯和冷却剂系统的特点，以及相应的能量传输和转换系统。在此基础上，介绍核电厂仪表和控制系统，以及各种类型的核电厂的控制特点。随后介绍辅助系统和安全系统，这对核电厂运行也是十分重要的。后，介绍核电厂的正常运行和异常运行等知识。本书还对核电厂的常规和非常规运行进行了介绍，包括功率调节、跨越碘坑、停堆或停机后的恢复运行、热传输系统或蒸汽给水系统发生故障后的诊断和运行等。本书既适合从事核电厂运行及管理人员使用，也可供高等学校核反应堆工程专业的师生及从事核电工程的技术人员参考。
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
本书的内容涵盖了与核电有关的基础理论知识和专业知识，介绍了反应堆结构、核动力系统和设备，也包括了近年来核电的新发展，例如第三代反应堆和第四代反应堆。书中涉及的核电专业词 汇广泛、内容丰富、知识性强。为了便于读者掌握专业词汇，每课课后对重要的关键词作了英、中文两种解释，同时还列出了重要的词汇解释、课文中的难点注释。为了加深读者对课文内容的理解，课后还附有习题和答案。
