核應(yīng)急是為了控制、緩解或減輕核事故的后果而采取的一系列緊急行動(dòng)，應(yīng)急劑量通常指參加核與輻射事故應(yīng)急工作人員所接受的照射劑量。該書包括了核應(yīng)急劑量學(xué)概述、臨床劑量評(píng)估、物理劑量估算、生物劑量估算、電子順磁共振劑量估算、核應(yīng)急劑量學(xué)實(shí)踐等章節(jié)，全面系統(tǒng)介紹了核應(yīng)急劑量學(xué)的基本原理、各種評(píng)估方法以及臨床實(shí)踐，實(shí)用于放射醫(yī)學(xué)本

本書分為三大章節(jié)，以三個(gè)不同的故事帶領(lǐng)讀者了解核能的三大主題：核電運(yùn)行、核武器應(yīng)用與核實(shí)驗(yàn)研究。在第一章中，讀者會(huì)來(lái)到一座核電廠內(nèi)，了解核電運(yùn)行的科學(xué)原理，和工作人員一起處理突發(fā)事件，為核電廠的安全運(yùn)行貢獻(xiàn)力量；第二章中，讀者將跟隨一次軍事演習(xí)，登上核潛艇，了解核能在軍事領(lǐng)域的應(yīng)用和厲害之處；第三章中，讀者又將來(lái)到核實(shí)

本書主要介紹了現(xiàn)代粒子加速器的物理學(xué)、技術(shù)和應(yīng)用，闡釋了加速器應(yīng)用的技術(shù)和物理基礎(chǔ)，使讀者能夠更好地理解加速器及其應(yīng)用的基礎(chǔ)和當(dāng)前與未來(lái)的技術(shù)。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(guān)技術(shù)和輻射安全內(nèi)容，然后描述了這些粒子束與物質(zhì)相互作用背后的物理學(xué)，粒子束與靶之間的能量損失和核相互作用的數(shù)學(xué)描

《日本核事故應(yīng)急響應(yīng)指南》是日本在組織事故調(diào)查經(jīng)驗(yàn)反饋的基礎(chǔ)上，吸取國(guó)際原子能機(jī)構(gòu)關(guān)于《輕水堆嚴(yán)重核事故情況下的公眾防護(hù)行動(dòng)準(zhǔn)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(duì)嚴(yán)重核事故應(yīng)急響應(yīng)經(jīng)驗(yàn)的總結(jié)，對(duì)于尚未經(jīng)歷過(guò)嚴(yán)重核事故應(yīng)急的國(guó)家具有一定的借鑒意義，也可成為

本書共分為5章，系統(tǒng)概述了氧化物阻氚涂層材料、非氧化物阻氚涂層材料以及復(fù)合阻氚涂層材料的制備、性能及工程化的最新成果。著重從涂層材料的基本性質(zhì)、制備技術(shù)、服役性能、阻滯氚滲透機(jī)制、氚相容性、氫致材料損傷及輻照性能等方面，系統(tǒng)總結(jié)了阻氚涂層的研究進(jìn)展，以及相應(yīng)的理論與實(shí)驗(yàn)方法和工程化技術(shù)，內(nèi)容涵蓋國(guó)內(nèi)外在阻氚涂層材料領(lǐng)域

本書對(duì)燃料系統(tǒng)相關(guān)的信息進(jìn)行系統(tǒng)地梳理，在分析研究燃料組件的發(fā)展歷程和現(xiàn)狀、燃料組件設(shè)計(jì)基準(zhǔn)、燃料組件研發(fā)等內(nèi)容的基礎(chǔ)上，總結(jié)燃料系統(tǒng)的工程特性、良好實(shí)踐以及可能面臨的困難和挑戰(zhàn)，同時(shí)通過(guò)總結(jié)國(guó)內(nèi)外燃料系統(tǒng)損傷的經(jīng)驗(yàn)，梳理燃料系統(tǒng)損傷的原因和機(jī)理，研究對(duì)核安全的影響，提出預(yù)防緩解措施及建議，為后續(xù)制定更加合理、有效、完

退役是核設(shè)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(shù)和工程實(shí)施難度大，涉及的管理領(lǐng)域問(wèn)題復(fù)雜。國(guó)外主要有核國(guó)家已經(jīng)在核燃料后處理廠退役方面開(kāi)展了大量工作，美國(guó)、德國(guó)、法國(guó)等國(guó)家已經(jīng)取得了實(shí)質(zhì)性的進(jìn)展�！秶�(guó)外核燃料后處理廠退役實(shí)踐》一書比較全面地介紹了國(guó)外核燃料后處理廠的基本情況及其在退役方面的實(shí)踐和經(jīng)驗(yàn)，對(duì)加快

本書為先進(jìn)核反應(yīng)堆技術(shù)叢書之一。本書結(jié)合我國(guó)60多年來(lái)重水反應(yīng)堆事業(yè)發(fā)展的成就與經(jīng)驗(yàn)，系統(tǒng)地介紹了重水反應(yīng)堆的基本原理和工程技術(shù)。內(nèi)容主要包括重水堆主要特點(diǎn)及其發(fā)展簡(jiǎn)史、反應(yīng)堆本體、燃料、系統(tǒng)和設(shè)備、測(cè)量與控制、反應(yīng)堆物理、熱工水力、屏蔽與輻射防護(hù)、反應(yīng)堆化學(xué)、廢物管理、調(diào)試、運(yùn)行與利用、退役技術(shù)、安全和先進(jìn)重水堆技術(shù)

本書是一本核技術(shù)利用項(xiàng)目輻射屏蔽防護(hù)計(jì)算的專著，旨在為相關(guān)從業(yè)者提供符合國(guó)家標(biāo)準(zhǔn)的輻射屏蔽防護(hù)計(jì)算資料，指導(dǎo)他們做好輻射安全保護(hù)工作。

根據(jù)國(guó)際原子能機(jī)構(gòu)的標(biāo)準(zhǔn)，將具有“電功率小于300兆瓦、先進(jìn)安全特征、選址和應(yīng)用靈活、面向小規(guī)模能源市場(chǎng)”特征的反應(yīng)堆定義為小型反應(yīng)堆，其中將電功率小于10兆瓦或者具有特種用途的反應(yīng)堆定義為微型反應(yīng)堆。一般情況下，核動(dòng)力包括核熱源、核電源、核推進(jìn)等。微小型反應(yīng)堆在核能界被稱為“行業(yè)游戲規(guī)則的潛在改變者”，是打造核領(lǐng)域新