本書系統(tǒng)介紹了國際原子能機構(IAEA)的INPRO評估方法、第四代核能系統(tǒng)國際論壇(GIF)的評估方法以及美國能源部(DOE)的評估實踐等相關的堆型評估方法，并針對我國先進堆型技術研發(fā)與評估需求，重點闡述了中國先進堆型綜合評估方法。本書涵蓋多個領域和學科，可為讀者提供深入了解核能可持續(xù)發(fā)展及堆型綜合評估的專業(yè)知識和實

本書是有關空間核安全的研究成果總結。本書涵蓋放射性同位素電源和空間核反應堆系統(tǒng)，針對安全原則和安全分析方法、安全問題和事故場景、安全保護和事故緩解方法以及安全測試開展了討論。主要內容包括輻射防護和屏蔽、推進劑火災和爆炸、軌道動力學、大氣再入、撞擊分析、反應堆臨界安全、反應堆瞬態(tài)分析、風險及可靠性評估、事故后果分析和空間

本書為“先進核反應堆技術叢書”之一，是國內第一部全面介紹同位素生產試驗堆及其同位素提取技術的專著。本書從同位素的應用情況、生產原理與生產方式，以及國內外均勻溶液型反應堆的發(fā)展概況出發(fā)，全面系統(tǒng)地闡述了同位素生產試驗堆的系統(tǒng)構成、設計情況，包括反應堆及主要系統(tǒng)、同位素提取工藝、提取系統(tǒng)、配套系統(tǒng)、核設施典型事故分析等；同

超臨界水堆(SCWR)是第四代反應堆系統(tǒng)中唯一的水冷堆。由于SCWR的熱效率高、系統(tǒng)簡化、再加上早已商業(yè)化運營的超臨界常規(guī)電廠的豐富經驗，所以SCWR被認為是一種有前途的先進核能系統(tǒng)。該反應堆采用超臨界水作為冷卻工質，超臨界水在臨界壓力下，會經歷劇烈的物性突變，導致超臨界水堆在熱工安全方面的數(shù)值計算方法與傳統(tǒng)壓水堆存在

本書主要介紹了現(xiàn)代粒子加速器的物理學、技術和應用，闡釋了加速器應用的技術和物理基礎，使讀者能夠更好地理解加速器及其應用的基礎和當前與未來的技術。本書首先介紹了將電子和離子從幾keV加速到大約250MeV的相關技術和輻射安全內容，然后描述了這些粒子束與物質相互作用背后的物理學，粒子束與靶之間的能量損失和核相互作用的數(shù)學描

《日本核事故應急響應指南》是日本在組織事故調查經驗反饋的基礎上，吸取國際原子能機構關于《輕水堆嚴重核事故情況下的公眾防護行動準則》(IAEA-EPR-2013)文件要求，形成的日本行政組織具有法律效率的指南性文件。該文件是日本對嚴重核事故應急響應經驗的總結，對于尚未經歷過嚴重核事故應急的國家具有一定的借鑒意義，也可成為

退役是核設施生命循環(huán)的最終階段。大型核燃料后處理廠的退役技術和工程實施難度大，涉及的管理領域問題復雜。國外主要有核國家已經在核燃料后處理廠退役方面開展了大量工作，美國、德國、法國等國家已經取得了實質性的進展。《國外核燃料后處理廠退役實踐》一書比較全面地介紹了國外核燃料后處理廠的基本情況及其在退役方面的實踐和經驗，對加快

書主要對液態(tài)金屬冷卻反應堆燃料和材料進行較全面的介紹，內容包括：液態(tài)金屬冷卻反應堆簡介(液態(tài)金屬冷卻反應堆的發(fā)展歷史、冷卻劑優(yōu)缺點、世界各國的研發(fā)、設計及運行現(xiàn)狀)、液態(tài)金屬冷卻反應堆系統(tǒng)(熱工水力特性、能量的產生與輸送、熱工設計準則、安全與事故管理)、液態(tài)金屬冷卻反應堆燃料(堆芯和燃料組件、世界各國的燃料循環(huán)活動、燃

本書為先進核反應堆技術叢書之一。本書圍繞核動力工程實踐，系統(tǒng)地介紹了核反應堆壓力容器設計相關的基本知識、設計理念和發(fā)展趨勢。主要內容包括核反應堆壓力容器設計法規(guī)與標準、輸入條件、材料設計、結構設計、強度設計、結構完整性評價等設計方法的基本理論，核反應堆壓力容器制造、安裝、調試、運維等工程技術的最新發(fā)展，核安全與各堆型壓

本書為先進核反應堆技術叢書之一。本書聚焦極具發(fā)展?jié)摿Φ牡谒拇�核能系統(tǒng)候選堆型鉛鉍合金冷卻反應堆的基本原理和工程技術。以鉛鉍合金冷卻反應堆為代表的鉛基快堆是目前國際上的主流發(fā)展堆型，本書介紹了與鉛鉍合金冷卻反應堆相關的反應堆物理、熱工安全、燃料材料、系統(tǒng)設備、源項屏蔽以及設計規(guī)范等內容。此外，本書對該堆型的技術特點、發(fā)展