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(huì)使評(píng)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(huì)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(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

核應(yīng)急是為了控制、緩解或減輕核事故的后果而采取的一系列緊急行動(dòng)，應(yīng)急劑量通常指參加核與輻射事故應(yīng)急工作人員所接受的照射劑量。該書包括了核應(yīng)急劑量學(xué)概述、臨床劑量評(píng)估、物理劑量估算、生物劑量估算、電子順磁共振劑量估算、核應(yīng)急劑量學(xué)實(shí)踐等章節(jié)，全面系統(tǒng)介紹了核應(yīng)急劑量學(xué)的基本原理、各種評(píng)估方法以及臨床實(shí)踐，實(shí)用于放射醫(yī)學(xué)本

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(huì)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(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(duì)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(duì)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(duì)加快

本書為先進(jìn)核反應(yīng)堆技術(shù)叢書之一。本書結(jié)合我國60多年來重水反應(yīng)堆事業(yè)發(fā)展的成就與經(jīng)驗(yàn)，系統(tǒng)地介紹了重水反應(yīng)堆的基本原理和工程技術(shù)。內(nèi)容主要包括重水堆主要特點(diǎn)及其發(fā)展簡(jiǎn)史、反應(yīng)堆本體、燃料、系統(tǒng)和設(shè)備、測(cè)量與控制、反應(yīng)堆物理、熱工水力、屏蔽與輻射防護(hù)、反應(yīng)堆化學(xué)、廢物管理、調(diào)試、運(yùn)行與利用、退役技術(shù)、安全和先進(jìn)重水堆技術(shù)