本書是有關(guān)空間核安全的研究成果總結(jié)。本書涵蓋放射性同位素電源和空間核反應(yīng)堆系統(tǒng)，針對(duì)安全原則和安全分析方法、安全問題和事故場(chǎng)景、安全保護(hù)和事故緩解方法以及安全測(cè)試開展了討論。主要內(nèi)容包括輻射防護(hù)和屏蔽、推進(jìn)劑火災(zāi)和爆炸、軌道動(dòng)力學(xué)、大氣再入、撞擊分析、反應(yīng)堆臨界安全、反應(yīng)堆瞬態(tài)分析、風(fēng)險(xiǎn)及可靠性評(píng)估、事故后果分析和空間

本書為“先進(jìn)核反應(yīng)堆技術(shù)叢書”之一，是國(guó)內(nèi)第一部全面介紹同位素生產(chǎn)試驗(yàn)堆及其同位素提取技術(shù)的專著。本書從同位素的應(yīng)用情況、生產(chǎn)原理與生產(chǎn)方式，以及國(guó)內(nèi)外均勻溶液型反應(yīng)堆的發(fā)展概況出發(fā)，全面系統(tǒng)地闡述了同位素生產(chǎn)試驗(yàn)堆的系統(tǒng)構(gòu)成、設(shè)計(jì)情況，包括反應(yīng)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(shè)施典型事故分析等；同

超臨界水堆(SCWR)是第四代反應(yīng)堆系統(tǒng)中唯一的水冷堆。由于SCWR的熱效率高、系統(tǒng)簡(jiǎn)化、再加上早已商業(yè)化運(yùn)營(yíng)的超臨界常規(guī)電廠的豐富經(jīng)驗(yàn)，所以SCWR被認(rèn)為是一種有前途的先進(jìn)核能系統(tǒng)。該反應(yīng)堆采用超臨界水作為冷卻工質(zhì)，超臨界水在臨界壓力下，會(huì)經(jīng)歷劇烈的物性突變，導(dǎo)致超臨界水堆在熱工安全方面的數(shù)值計(jì)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(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

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

書主要對(duì)液態(tài)金屬冷卻反應(yīng)堆燃料和材料進(jìn)行較全面的介紹，內(nèi)容包括：液態(tài)金屬冷卻反應(yīng)堆簡(jiǎn)介(液態(tài)金屬冷卻反應(yīng)堆的發(fā)展歷史、冷卻劑優(yōu)缺點(diǎn)、世界各國(guó)的研發(fā)、設(shè)計(jì)及運(yùn)行現(xiàn)狀)、液態(tài)金屬冷卻反應(yīng)堆系統(tǒng)(熱工水力特性、能量的產(chǎn)生與輸送、熱工設(shè)計(jì)準(zhǔn)則、安全與事故管理)、液態(tài)金屬冷卻反應(yīng)堆燃料(堆芯和燃料組件、世界各國(guó)的燃料循環(huán)活動(dòng)、燃

本書為先進(jìn)核反應(yīng)堆技術(shù)叢書之一。本書圍繞核動(dòng)力工程實(shí)踐，系統(tǒng)地介紹了核反應(yīng)堆壓力容器設(shè)計(jì)相關(guān)的基本知識(shí)、設(shè)計(jì)理念和發(fā)展趨勢(shì)。主要內(nèi)容包括核反應(yīng)堆壓力容器設(shè)計(jì)法規(guī)與標(biāo)準(zhǔn)、輸入條件、材料設(shè)計(jì)、結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)、強(qiáng)度設(shè)計(jì)、結(jié)構(gòu)完整性評(píng)價(jià)等設(shè)計(jì)方法的基本理論，核反應(yīng)堆壓力容器制造、安裝、調(diào)試、運(yùn)維等工程技術(shù)的最新發(fā)展，核安全與各堆型壓

本書為先進(jìn)核反應(yīng)堆技術(shù)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(yīng)堆的基本原理和工程技術(shù)。以鉛鉍合金冷卻反應(yīng)堆為代表的鉛基快堆是目前國(guó)際上的主流發(fā)展堆型，本書介紹了與鉛鉍合金冷卻反應(yīng)堆相關(guān)的反應(yīng)堆物理、熱工安全、燃料材料、系統(tǒng)設(shè)備、源項(xiàng)屏蔽以及設(shè)計(jì)規(guī)范等內(nèi)容。此外，本書對(duì)該堆型的技術(shù)特點(diǎn)、發(fā)展

本教材內(nèi)容主要包括反應(yīng)堆熱工水力計(jì)算的兩相流基本模型、兩相流型、空泡份額、兩相壓降、流動(dòng)不穩(wěn)定性、臨界流和壓力波傳播、池內(nèi)沸騰、流動(dòng)沸騰、臨界熱流密度、冷凝和核反應(yīng)堆兩相流動(dòng)換熱試驗(yàn)測(cè)量原理方法等方面的內(nèi)容。其中第1章介紹兩相流的基本概念、分析方法和宏觀物理量。第2-5章主要介紹兩相流動(dòng)分析的基本模型，兩相流型、空泡份