核能是滿足能源供應(yīng)、保證國家安全的重要支柱之一。目前核能主要用于發(fā)電，只有少數(shù)反應(yīng)堆應(yīng)用于核能供熱和海水淡化。隨著技術(shù)的發(fā)展，尤其是第四代核反應(yīng)堆系統(tǒng)技術(shù)逐漸成熟和應(yīng)用，核能有望超脫出僅僅提供電力的角色。本書圍繞核能及核能綜合利用，對核能綜合利用中的關(guān)鍵技術(shù)如先進(jìn)核能系統(tǒng)、熔鹽物理化學(xué)和熔鹽儲熱、固體氧化物電解水制氫技

加速器驅(qū)動先進(jìn)核能系統(tǒng)(ADANES)是中國科學(xué)院原創(chuàng)性提出的集乏燃料嬗變、核燃料增殖以及核能發(fā)電于一體的先進(jìn)核燃料閉式循環(huán)技術(shù)方案，本書重點(diǎn)介紹加速器驅(qū)動次臨界系統(tǒng)(ADS)、ADANES的基本原理、主要技術(shù)及相關(guān)研究成果。全書分為八章，主要包括核能發(fā)展現(xiàn)狀，核燃料循環(huán)系統(tǒng)，ADS與ADANES概念，ADANES燃燒

世界各國核設(shè)施退役成本估算的形式、內(nèi)容、實(shí)踐都存在很大差異，這些差異可能有其存在的合理原因，但會使評價(jià)估算值的過程復(fù)雜化，也難以證實(shí)估算的可靠性。因此經(jīng)濟(jì)合作與發(fā)展組織核能署、國際原子能機(jī)構(gòu)、歐洲委員會聯(lián)合倡議提出了退役成本的標(biāo)準(zhǔn)分項(xiàng)，可直接用于開展成本估算，或?qū)⒐浪阒涤成涞綐?biāo)準(zhǔn)的通用結(jié)構(gòu)上便于比較。本報(bào)告更新了199

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)簡化、再加上早已商業(yè)化運(yùn)營的超臨界常規(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，讀者會來到一座核電廠內(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。該文件是日本對嚴(yán)重核事故應(yīng)急響應(yīng)經(jīng)驗(yàn)的總結(jié)，對于尚未經(jīng)歷過嚴(yán)重核事故應(yīng)急的國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)容涵蓋國內(nèi)外在阻氚涂層材料領(lǐng)域

本書對燃料系統(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)通過總結(jié)國內(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)域問題復(fù)雜。國外主要有核國家已經(jīng)在核燃料后處理廠退役方面開展了大量工作，美國、德國、法國等國家已經(jīng)取得了實(shí)質(zhì)性的進(jìn)展。《國外核燃料后處理廠退役實(shí)踐》一書比較全面地介紹了國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)，對加快