本书是有关空间核安全的研究成果总结。本书涵盖放射性同位素电源和空间核反应堆系统，针对安全原则和安全分析方法、安全问题和事故场景、安全保护和事故缓解方法以及安全测试开展了讨论。主要内容包括辐射防护和屏蔽、推进剂火灾和爆炸、轨道动力学、大气再入、撞击分析、反应堆临界安全、反应堆瞬态分析、风险及可靠性评估、事故后果分析和空间

本书为“先进核反应堆技术丛书”之一，是国内第一部全面介绍同位素生产试验堆及其同位素提取技术的专著。本书从同位素的应用情况、生产原理与生产方式，以及国内外均匀溶液型反应堆的发展概况出发，全面系统地阐述了同位素生产试验堆的系统构成、设计情况，包括反应堆及主要系统、同位素提取工艺、提取系统、配套系统、核设施典型事故分析等；同

超临界水堆(SCWR)是第四代反应堆系统中唯一的水冷堆。由于SCWR的热效率高、系统简化、再加上早已商业化运营的超临界常规电厂的丰富经验，所以SCWR被认为是一种有前途的先进核能系统。该反应堆采用超临界水作为冷却工质，超临界水在临界压力下，会经历剧烈的物性突变，导致超临界水堆在热工安全方面的数值计算方法与传统压水堆存在

本书主要介绍了现代粒子加速器的物理学、技术和应用，阐释了加速器应用的技术和物理基础，使读者能够更好地理解加速器及其应用的基础和当前与未来的技术。本书首先介绍了将电子和离子从几keV加速到大约250MeV的相关技术和辐射安全内容，然后描述了这些粒子束与物质相互作用背后的物理学，粒子束与靶之间的能量损失和核相互作用的数学描

《日本核事故应急响应指南》是日本在组织事故调查经验反馈的基础上，吸取国际原子能机构关于《轻水堆严重核事故情况下的公众防护行动准则》(IAEA-EPR-2013)文件要求，形成的日本行政组织具有法律效率的指南性文件。该文件是日本对严重核事故应急响应经验的总结，对于尚未经历过严重核事故应急的国家具有一定的借鉴意义，也可成为

退役是核设施生命循环的最终阶段。大型核燃料后处理厂的退役技术和工程实施难度大，涉及的管理领域问题复杂。国外主要有核国家已经在核燃料后处理厂退役方面开展了大量工作，美国、德国、法国等国家已经取得了实质性的进展。《国外核燃料后处理厂退役实践》一书比较全面地介绍了国外核燃料后处理厂的基本情况及其在退役方面的实践和经验，对加快

书主要对液态金属冷却反应堆燃料和材料进行较全面的介绍，内容包括：液态金属冷却反应堆简介(液态金属冷却反应堆的发展历史、冷却剂优缺点、世界各国的研发、设计及运行现状)、液态金属冷却反应堆系统(热工水力特性、能量的产生与输送、热工设计准则、安全与事故管理)、液态金属冷却反应堆燃料(堆芯和燃料组件、世界各国的燃料循环活动、燃

本书为先进核反应堆技术丛书之一。本书围绕核动力工程实践，系统地介绍了核反应堆压力容器设计相关的基本知识、设计理念和发展趋势。主要内容包括核反应堆压力容器设计法规与标准、输入条件、材料设计、结构设计、强度设计、结构完整性评价等设计方法的基本理论，核反应堆压力容器制造、安装、调试、运维等工程技术的最新发展，核安全与各堆型压

本书为先进核反应堆技术丛书之一。本书聚焦极具发展潜力的第四代核能系统候选堆型铅铋合金冷却反应堆的基本原理和工程技术。以铅铋合金冷却反应堆为代表的铅基快堆是目前国际上的主流发展堆型，本书介绍了与铅铋合金冷却反应堆相关的反应堆物理、热工安全、燃料材料、系统设备、源项屏蔽以及设计规范等内容。此外，本书对该堆型的技术特点、发展

本教材内容主要包括反应堆热工水力计算的两相流基本模型、两相流型、空泡份额、两相压降、流动不稳定性、临界流和压力波传播、池内沸腾、流动沸腾、临界热流密度、冷凝和核反应堆两相流动换热试验测量原理方法等方面的内容。其中第1章介绍两相流的基本概念、分析方法和宏观物理量。第2-5章主要介绍两相流动分析的基本模型，两相流型、空泡份