核動力反應堆的瞬態(tài)行為取決于系統(tǒng)的固有特性和控制系統(tǒng)的性能，必須分析這些問題，以預測和了解動力堆的性能。本書介紹了此分析所需的方法，旨在用作入門級教材和高級學習教材。首先闡述了不同堆芯的反應堆設計過程，以使讀者了解核反應堆的運行特性和控制策略；然后介紹了點堆動力學方程的建立過程及其求解過程，使讀者了解堆芯物理的建模過程

本書根據(jù)四川大學核工程與核技術專業(yè)多年熱工水力實驗教學經(jīng)驗編寫。本書首先介紹了熱工分析的意義及主要內(nèi)容、相似理論和�；瘜嶒�、常用熱工測量參數(shù)及儀表、誤差與數(shù)據(jù)等與實驗相關的基礎背景知識；然后選編了11個典型的實驗項目，每個實驗項目又大致分為實驗目的、實驗內(nèi)容、實驗原理、實驗段及測量、工況安排、實驗步驟和實驗數(shù)據(jù)處理幾個

本書比較全面地介紹了當今世界上的先進核反應堆，不僅包括先進水冷堆、先進氣冷堆、先進液態(tài)金屬冷卻的反應堆和先進液體燃料反應堆，還包括空間堆、裂變-聚變堆和加速器驅(qū)動的次臨界堆等新概念反應堆；以第三代和第四代核反應堆為主，介紹了目前世界各國正在研究的一些新概念反應堆；介紹了這些反應堆的基本原理、結構特點、運行特性和安全特性

全書共9章，圍繞核能在應用領域所涉及到的材料相關內(nèi)容展開，主要介紹材料科學的基礎理論以及裝備上所使用的核材料（裂變材料和聚變材料）和非核材料（金屬材料、陶瓷材料、高分子材料復合材料等）的基本特性。 本書可作為“核工程與核技術”專業(yè)材料相關課程的教材，也可為從事相關研究等方面工作的人員提供參考。

本書為先進核反應堆技術叢書之一。本書涵蓋了從初始燃料混合物的儲存到反應堆運行產(chǎn)生的廢氣廢水向環(huán)境排放前的再處理等內(nèi)容，詳細探討了熱核反應堆氚工藝的所有過程，包括初始燃料混合物的儲存及其入堆方法，等離子體室工作氣體的化學凈化，實現(xiàn)氘、氚燃料循環(huán)的氫同位素分離，等離子體室中氚的提取，廢氣、廢水的去污處理工藝，保護工作人員、

本書分上中下三篇，共10章。本書第1章對核能發(fā)展所面臨的關鍵問題、行波堆的原理以及行波堆的研究現(xiàn)狀進行了概述，并闡述了行波堆在解決現(xiàn)有核能問題所具有的先天優(yōu)勢，及行波堆技術的可行性。第2~4章介紹了軸向行波堆的理論研究、數(shù)值模擬以及軸向行波堆策略的應用。通過建立基本數(shù)學物理模型，研究了增殖-燃燒波的穩(wěn)態(tài)特性，并基于球床

本書系統(tǒng)深入地介紹了中子輸運理論及其數(shù)值計算方法。全書分上、下兩篇。上篇介紹中子輸運問題的確定論計算方法，共6章。內(nèi)容包括：中子輸運方程、球諧函數(shù)方法、離散縱標方法、積分輸運方法、多群擴散方程的數(shù)值解法及中子輸運共輒方程和微擾理論。下篇介紹中子輸運問題的隨機模擬.共5章。內(nèi)容包括：蒙特卡羅方法的基本原理、中子輸運問題的

本書主要介紹與核工程力學分析及評價密切相關的彈性和塑性問題基礎理論、基本解法和核工程力學分析評價的理論基礎，在重視基本理論的基礎上，突出核工程應用的特點，以適應我國新型核反應堆工程研發(fā)設計的需要。

本書主要介紹了氣瓶的發(fā)展及應用、安全特點及事故、基礎知識、材料及要求、設計計算、充裝、安全操作、安全運輸、儲存保管、常見缺陷及檢驗方法、設計監(jiān)管、制造監(jiān)管、檢驗監(jiān)管、信息化管理、失效分析、事故調(diào)查處理等內(nèi)容。

本書比較全面地介紹了核反應堆結構與材料的基本知識。核反應堆結構鄙分的內(nèi)容包括壓水反應堆結構、沸水反應堆結構和重水反應堆結構，介紹了這幾種反應堆的結構特點、技術要求及發(fā)展現(xiàn)狀等；反應堆材料部分的主要內(nèi)容有反應堆材料的性能要求，以及核燃料、結構材料、控制材料、慢化劑和冷卻劑材料等。注重知識的基礎性、全面性和綜合性，在有限的