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(biāo)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(xué)分析及評價密切相關(guān)的彈性和塑性問題基礎(chǔ)理論、基本解法和核工程力學(xué)分析評價的理論基礎(chǔ)，在重視基本理論的基礎(chǔ)上，突出核工程應(yīng)用的特點，以適應(yīng)我國新型核反應(yīng)堆工程研發(fā)設(shè)計的需要。

本書主要介紹了氣瓶的發(fā)展及應(yīng)用、安全特點及事故、基礎(chǔ)知識、材料及要求、設(shè)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(shè)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(yīng)堆結(jié)構(gòu)與材料的基本知識。核反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)鄙分的內(nèi)容包括壓水反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)、沸水反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)和重水反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)，介紹了這幾種反應(yīng)堆的結(jié)構(gòu)特點、技術(shù)要求及發(fā)展現(xiàn)狀等；反應(yīng)堆材料部分的主要內(nèi)容有反應(yīng)堆材料的性能要求，以及核燃料、結(jié)構(gòu)材料、控制材料、慢化劑和冷卻劑材料等。注重知識的基礎(chǔ)性、全面性和綜合性，在有限的

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)化對于防止核泄漏、確保核電站安全運行、保障電力供應(yīng)具有重要意義�！逗四懿牧蠘�(biāo)準(zhǔn)化發(fā)展報告》基于全球信息調(diào)研，全面闡述了國際原子能機構(gòu)、國際自動化協(xié)會、國際標(biāo)準(zhǔn)化組織、國際電工委員會等國際組織以及美國、歐盟、法國、英國、德國、中國等主要國家和地區(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算需求，系統(tǒng)介紹了利用超級計算機的算力和存儲優(yōu)勢，實現(xiàn)輻照效應(yīng)多尺度、高保真模擬的關(guān)鍵技術(shù)。在介紹典型國產(chǎn)超級計算機系統(tǒng)特點的基礎(chǔ)上，論述了微觀、介觀高性能計算模擬軟件系統(tǒng)的設(shè)計、實現(xiàn)與應(yīng)用技術(shù)，并

本書已通過中國原子能科學(xué)研究院的保密審查，不涉及保密信息，無意識形態(tài)問題，本書為國家出版基金項目《原子能科學(xué)與技術(shù)出版工程》其中一分冊。 本書全面系統(tǒng)地論述了核反應(yīng)堆安全分析的理論基礎(chǔ)和工程實踐知識，全書共12章。第1章主要介紹核反應(yīng)堆安全的基本原則和基本概念，第2-3章介紹了反應(yīng)堆的安全特征和安全評價體系，第4章說

“核能與核技術(shù)出版工程”之一。本書為近年來中國核材料研究與開發(fā)工作成果的系統(tǒng)總結(jié)。主要內(nèi)容包括：核結(jié)構(gòu)材料、各種堆如重水堆燃料元件、輕水堆燃料元件、快中子堆燃料元件、高溫氣冷堆燃料元件，以及核燃料、核燃料后處理等。與同類書比較，本書系統(tǒng)全面且精選了大量實用與指導(dǎo)性強的內(nèi)容，極具可讀性與參考價值。

本書為十三五國家重點圖書出版規(guī)劃項目核能與核技術(shù)出版工程（第二期）之一。本書以壓水堆核電站相關(guān)材料為主，但也適當(dāng)包含了與第四代核電站相關(guān)的材料。全書分上、中、下3冊。主要內(nèi)容包括核裂變?nèi)剂�，核燃料元件的包殼材料，核反�?yīng)堆壓力容器鋼，蒸汽發(fā)生器材料，反應(yīng)堆堆芯中各種構(gòu)件材料，材料的輻照效應(yīng)，核反應(yīng)堆的控制、中子慢化與冷卻

2011年福島核事故發(fā)生后，對核電廠嚴(yán)重事故的分析及其緩解措施重新引發(fā)了業(yè)界的廣泛關(guān)注。安全殼過濾排放系統(tǒng)作為重要的嚴(yán)重事故緩解措施之一，可通過過濾、排氣、降壓，防止安全殼發(fā)生超壓失效，從而顯著降低放射性物質(zhì)大規(guī)模泄漏的可能性。本譯著對核電廠安全殼過濾排放系統(tǒng)在全球主要核能國家的相關(guān)政策和應(yīng)用現(xiàn)狀進行了總結(jié)，闡述了該系