核能是當(dāng)今世界上最有效和最可靠的能源形式之一。隨著越來(lái)越多的工廠在世界范圍內(nèi)進(jìn)行調(diào)試或改造，運(yùn)營(yíng)商、維護(hù)人員、技術(shù)人員和學(xué)生至少了解反應(yīng)堆物理基礎(chǔ)知識(shí)越來(lái)越重要。核反應(yīng)堆物理基礎(chǔ)知識(shí)包括以下要點(diǎn)：裂變反應(yīng)堆如何工作、各種核反應(yīng)堆設(shè)計(jì)的方法及其安全有效的操作，使讀者能夠深入了解其行為如何影響設(shè)施部件和系統(tǒng)的安全可靠運(yùn)行。

本書(shū)的主要內(nèi)容有核數(shù)據(jù)庫(kù)制作、中子輸運(yùn)方程、中子輸運(yùn)方程的確定論數(shù)值方法、中子輸運(yùn)方程的擴(kuò)散近似及其數(shù)值方法、中子輸運(yùn)方程的概率論方法、共振自屏計(jì)算方法、燃耗方程及其數(shù)值方法、中子輸運(yùn)共軛方程與微擾方法、核反應(yīng)堆中子動(dòng)力學(xué)、壓水堆堆芯物理計(jì)算流程和方法、敏感性和不確定性分析。

本書(shū)以壓水堆核動(dòng)力裝置作為主要對(duì)象，介紹熱工水力的基本概念、基本理論和計(jì)算、分析方法。全書(shū)共11章，包括核能與反應(yīng)堆發(fā)展概況、熱工水力分析的任務(wù)，堆芯材料和熱源分布，熱工水力學(xué)的理論基礎(chǔ)，反應(yīng)堆內(nèi)穩(wěn)態(tài)與正常瞬態(tài)熱工分析，蒸汽發(fā)生器和穩(wěn)壓器的熱工分析，核動(dòng)力裝置內(nèi)的水力分析，反應(yīng)堆穩(wěn)態(tài)及正常瞬態(tài)熱工設(shè)計(jì)和分析，海洋和機(jī)動(dòng)

本書(shū)根據(jù)四川大學(xué)核工程與核技術(shù)專業(yè)多年熱工水力實(shí)驗(yàn)教學(xué)經(jīng)驗(yàn)編寫(xiě)。本書(shū)首先介紹了熱工分析的意義及主要內(nèi)容、相似理論和�；瘜�(shí)驗(yàn)、常用熱工測(cè)量參數(shù)及儀表、誤差與數(shù)據(jù)等與實(shí)驗(yàn)相關(guān)的基礎(chǔ)背景知識(shí)；然后選編了11個(gè)典型的實(shí)驗(yàn)項(xiàng)目，每個(gè)實(shí)驗(yàn)項(xiàng)目又大致分為實(shí)驗(yàn)?zāi)康摹��?shí)驗(yàn)內(nèi)容、實(shí)驗(yàn)原理、實(shí)驗(yàn)段及測(cè)量、工況安排、實(shí)驗(yàn)步驟和實(shí)驗(yàn)數(shù)據(jù)處理幾個(gè)

本書(shū)比較全面地介紹了當(dāng)今世界上的先進(jìn)核反應(yīng)堆，不僅包括先進(jìn)水冷堆、先進(jìn)氣冷堆、先進(jìn)液態(tài)金屬冷卻的反應(yīng)堆和先進(jìn)液體燃料反應(yīng)堆，還包括空間堆、裂變-聚變堆和加速器驅(qū)動(dòng)的次臨界堆等新概念反應(yīng)堆；以第三代和第四代核反應(yīng)堆為主，介紹了目前世界各國(guó)正在研究的一些新概念反應(yīng)堆；介紹了這些反應(yīng)堆的基本原理、結(jié)構(gòu)特點(diǎn)、運(yùn)行特性和安全特性

核電在世界能源結(jié)構(gòu)中占有重要地位，核電材料標(biāo)準(zhǔn)化對(duì)于防止核泄漏、確保核電站安全運(yùn)行、保障電力供應(yīng)具有重要意義。《核能材料標(biāo)準(zhǔn)化發(fā)展報(bào)告》基于全球信息調(diào)研，全面闡述了國(guó)際原子能機(jī)構(gòu)、國(guó)際自動(dòng)化協(xié)會(huì)、國(guó)際標(biāo)準(zhǔn)化組織、國(guó)際電工委員會(huì)等國(guó)際組織以及美國(guó)、歐盟、法國(guó)、英國(guó)、德國(guó)、中國(guó)等主要國(guó)家和地區(qū)的核電材料標(biāo)準(zhǔn)化發(fā)展情況。在此

《反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)材料輻照效應(yīng)高性能計(jì)算》從反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)材料輻照效應(yīng)的研究背景和應(yīng)用需求出發(fā)，定量分析了結(jié)構(gòu)材料典型多尺度模擬的計(jì)算需求，系統(tǒng)介紹了利用超級(jí)計(jì)算機(jī)的算力和存儲(chǔ)優(yōu)勢(shì)，實(shí)現(xiàn)輻照效應(yīng)多尺度、高保真模擬的關(guān)鍵技術(shù)。在介紹典型國(guó)產(chǎn)超級(jí)計(jì)算機(jī)系統(tǒng)特點(diǎn)的基礎(chǔ)上，論述了微觀、介觀高性能計(jì)算模擬軟件系統(tǒng)的設(shè)計(jì)、實(shí)現(xiàn)與應(yīng)用技術(shù)，并

本書(shū)主要介紹鈾氫鋯脈沖反應(yīng)堆物理與安全分析。全書(shū)共9章，內(nèi)容包括緒論、結(jié)構(gòu)與系統(tǒng)組成、柵元熱化和共振處理、堆芯物理參數(shù)計(jì)算方法、熱工水力分析、脈沖動(dòng)態(tài)特性分析、堆芯燃料管理、實(shí)驗(yàn)孔道屏蔽計(jì)算方法以及事故安全分析等。

本書(shū)圍繞壓水堆的安全，重點(diǎn)介紹了多種事故的物理機(jī)理、演化過(guò)程及應(yīng)對(duì)措施。全書(shū)共有10章，涉及反應(yīng)性增加事故、蒸汽管道破裂事故、一回路破口失水事故、供給系統(tǒng)完全喪失事故和蒸汽發(fā)生器管道破裂事故，以三里島事故和福島事故為例，詳細(xì)介紹了事故產(chǎn)生的原因和演化過(guò)程。本書(shū)還重點(diǎn)介紹了各類事故的控制和處理方法，并單獨(dú)介紹了堆芯熔化后

本書(shū)是《材料延壽與可持續(xù)發(fā)展》叢書(shū)之一。全書(shū)從當(dāng)前核電材料的實(shí)際應(yīng)用及未來(lái)發(fā)展趨勢(shì)出發(fā)，按照壓水堆核電站（廠）主系統(tǒng)及主設(shè)備流程進(jìn)行闡述，簡(jiǎn)明地介紹壓水反應(yīng)堆主系統(tǒng)及主要設(shè)備，闡述壓水堆主設(shè)備、壓水堆（PWR）二回路、三回路及其他重要設(shè)備的材料腐蝕與老化問(wèn)題，介紹核電站中的非金屬材料應(yīng)用，分析從第一代到目前正在開(kāi)發(fā)的第