本書在簡要回顧國內(nèi)外多種池式、殼式核供熱反應(yīng)堆的發(fā)展現(xiàn)狀，特別是NHR5低溫核供熱反應(yīng)堆的研究、設(shè)計、建造、運行及NHR200-I型低溫核供熱反應(yīng)堆初步設(shè)計的基礎(chǔ)上，重點對NHR200-II型核供熱反應(yīng)堆的特點、主要參數(shù)、非能動安全特性及與海水淡化裝置的多種耦合方案做了較為深入、系統(tǒng)和全面的介紹。NHR200-II型核

本書為先進(jìn)核反應(yīng)堆技術(shù)叢書之一。本書聚焦極具潛力的第四代核電系統(tǒng)堆型液態(tài)金屬冷卻快堆的基本原理和工程技術(shù)，以鈉冷快堆和鉛基快堆這兩種目前國際上的主流發(fā)展堆型為主要參考對象，介紹了包括中子學(xué)、燃料與材料、液態(tài)金屬冷卻劑、熱工流體力學(xué)、屏蔽與輻射防護(hù)、系統(tǒng)與設(shè)備、儀控與供電系統(tǒng)、安全分析、瞬態(tài)設(shè)計與分析等方面的內(nèi)容。此外，

本書內(nèi)容共十三章,包括:反應(yīng)堆物理、反應(yīng)堆熱工水力、反應(yīng)性控制、換料設(shè)計、物理熱工試驗等。學(xué)習(xí)人員可根據(jù)自己的知識水平、工作技能、崗位系統(tǒng)化培訓(xùn)以及工作的需要,對本教材選擇相關(guān)內(nèi)容或某類知識進(jìn)行側(cè)重學(xué)習(xí)。

本書內(nèi)容共十一章,包括:反應(yīng)堆物理、反應(yīng)堆熱工水力、反應(yīng)性控制、換料設(shè)計、物理熱工、堆芯燃料管理等。學(xué)習(xí)人員可根據(jù)自己的知識水平、工作技能、崗位系統(tǒng)化培訓(xùn)以及工作的需要,對本教材選擇相關(guān)內(nèi)容或某類知識進(jìn)行側(cè)重學(xué)習(xí)。

《核反應(yīng)堆物理計算不確定性分析》從不確定性分析的需求出發(fā),系統(tǒng)地分析、梳理和總結(jié)了核反應(yīng)堆物理計算不確定性分析的研究概貌,并闡述了不確定性分析的基本原理和先進(jìn)方法,進(jìn)而基于不確定性傳播的思路,全面介紹了核反應(yīng)堆物理計算不同環(huán)節(jié)中開展計算不確定性分析的具體方法、數(shù)值實現(xiàn)策略及實際工程應(yīng)用案例和分析�！逗朔磻�(yīng)堆物理計算不確

本書為先進(jìn)核反應(yīng)堆技術(shù)叢書之一。小型反應(yīng)堆在結(jié)構(gòu)、系統(tǒng)設(shè)置上都存在許多創(chuàng)新性的設(shè)計，其運行控制較商用大型核電廠反應(yīng)堆有較多不同之處，因此需要滿足一些新的要求。智能控制作為一種新的控制手段，正適應(yīng)了小型反應(yīng)堆研發(fā)的需求。本書以小型反應(yīng)堆中研究數(shù)量最多的小型壓水堆為研究對象，從其運行控制特點和控制需求入手，介紹反應(yīng)堆智能運

新一代核反應(yīng)堆將在未來幾年內(nèi)開始發(fā)電。這些新型反應(yīng)堆相對較小，并且可能是更好地實現(xiàn)氣候目標(biāo)、無碳排放和無溫室效應(yīng)的關(guān)鍵。聯(lián)合國核合作組織國際原子能機(jī)構(gòu)（IAEA）認(rèn)為，如果核反應(yīng)堆的發(fā)電量低于300兆瓦，那么它就是小型核反應(yīng)堆。在本書中，我們簡要介紹了第四代（GEN-IV）電站，或者它們也被稱為小型模塊化反應(yīng)堆（SMR

本書主要對液態(tài)金屬冷卻反應(yīng)堆(鈉冷快堆、鉛冷快堆)熱工水力學(xué)和安全分析相關(guān)的基礎(chǔ)知識進(jìn)行綜合性介紹。內(nèi)容包括:緒論(第四代核能系統(tǒng)和液態(tài)金屬冷卻反應(yīng)堆發(fā)展概況)、液態(tài)金屬冷卻反應(yīng)堆熱工水力學(xué)總論(基礎(chǔ)知識和研究現(xiàn)狀)、液態(tài)金屬冷卻反應(yīng)堆熱工水力實驗(實驗設(shè)施及其設(shè)計、建造與運行、實驗測量儀器、方法和技術(shù))、液態(tài)金屬冷卻

本書已通過中國原子能科學(xué)研究院的保密審查，不涉及保密信息，無意識形態(tài)問題，本書為國家出版基金項目《原子能科學(xué)與技術(shù)出版工程》其中一分冊。 本書從快堆熱工水力學(xué)的基礎(chǔ)理論講起，結(jié)合國內(nèi)外快堆的發(fā)展概況，全面系統(tǒng)地介紹了快堆熱工水力學(xué)領(lǐng)域的理論和研究發(fā)展。主要內(nèi)容包括堆芯材料與冷卻劑、快堆內(nèi)熱源及其分布、堆內(nèi)主要傳熱形式

本書是以中國具有完整自主知識產(chǎn)權(quán)的“華龍一號”示范工程(福建福清核電廠5、6號機(jī)組)成果為基礎(chǔ)，重點介紹了“華龍一號”的研發(fā)歷程、安全理論、系統(tǒng)設(shè)計、廠房結(jié)構(gòu)與布置、運行調(diào)試、安全分析及評價等。本書共分為上、下兩冊。上冊介紹了“華龍一號”的總體方案和各功能系統(tǒng)，包括反應(yīng)堆及其冷卻劑系統(tǒng)、核輔助系統(tǒng)、專設(shè)安全系統(tǒng)、設(shè)計擴(kuò)