本書從介紹核電用壓力容器用鋼研究現(xiàn)狀開始，重點闡述了核用SA508-4N鋼在單道次焊接、多道次焊接及焊后熱處理條件下相組成、相轉變規(guī)律、第二相分布狀態(tài)、晶粒尺寸等對熱影響區(qū)及焊接接頭力學性能、斷口形貌、再熱裂紋敏感性等影響變化規(guī)律。在探討高性能核電用鋼熱影響區(qū)相變機理、第二相回溶-再析出以及熱處理工藝等對材料性能演變影

本書主要對液態(tài)金屬冷卻反應堆(鈉冷快堆和鉛冷快堆)嚴重事故分析相關的基礎知識和前沿研究進行綜合性介紹。內(nèi)容包括：緒論(世界核電發(fā)展背景和液態(tài)金屬冷卻反應堆發(fā)展概況)、液態(tài)金屬冷卻反應堆嚴重事故分析總論(基本概念、始發(fā)事件、嚴重事故進程和特征、與壓水堆嚴重事故的比較)、液態(tài)金屬冷卻反應堆嚴重事故關鍵現(xiàn)象概述(熔融燃料池形

本書對燃料系統(tǒng)相關的信息進行系統(tǒng)地梳理，在分析研究燃料組件的發(fā)展歷程和現(xiàn)狀、燃料組件設計基準、燃料組件研發(fā)等內(nèi)容的基礎上，總結燃料系統(tǒng)的工程特性、良好實踐以及可能面臨的困難和挑戰(zhàn)，同時通過總結國內(nèi)外燃料系統(tǒng)損傷的經(jīng)驗，梳理燃料系統(tǒng)損傷的原因和機理，研究對核安全的影響，提出預防緩解措施及建議，為后續(xù)制定更加合理、有效、完

本書為先進核反應堆技術叢書之一。本書圍繞核動力工程實踐，系統(tǒng)地介紹了核反應堆壓力容器設計相關的基本知識、設計理念和發(fā)展趨勢。主要內(nèi)容包括核反應堆壓力容器設計法規(guī)與標準、輸入條件、材料設計、結構設計、強度設計、結構完整性評價等設計方法的基本理論，核反應堆壓力容器制造、安裝、調(diào)試、運維等工程技術的最新發(fā)展，核安全與各堆型壓

本書介紹了船用反應堆運行、檢修及實驗過程中的主要物理現(xiàn)象、物理過程的原理及實驗研究方法。內(nèi)容包括：與堆物理有關的基礎知識，反應堆啟動、功率運行、停堆過程中的物理問題以及反應性事故過程，堆芯物理實驗的基本原理與方法，反應堆物理分析方法，重大核活動臨界安全以及反應堆燃耗分析與燃料性能實驗等。本書可作為船用核動力裝置操縱人員

核能是當今世界上最有效和最可靠的能源形式之一。隨著越來越多的工廠在世界范圍內(nèi)進行調(diào)試或改造，運營商、維護人員、技術人員和學生至少了解反應堆物理基礎知識越來越重要。核反應堆物理基礎知識包括以下要點：裂變反應堆如何工作、各種核反應堆設計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施部件和系統(tǒng)的安全可靠運行。

本書將以易于理解的方式向你揭示核反應堆的工作原理，以及它如何實現(xiàn)為電網(wǎng)生產(chǎn)電力的目的。作者科林·塔克在保護核反應堆安全方面有著30年的經(jīng)驗，他將用充滿熱情和幽默的筆調(diào)，帶你穿越核反應堆的發(fā)展歷史，解釋其背后的科學與工程知識，展現(xiàn)不同類型的反應堆如何啟動、運行和安全的關閉。不需要被晦澀艱難的術語搞得暈頭轉向

本書比較系統(tǒng)全面地介紹了核反應堆安全傳熱的專業(yè)知識，書中內(nèi)容涵蓋了有關反應堆瞬態(tài)運行及事故過程的堆芯傳熱，介紹了嚴重事故發(fā)生后燃料及其冷卻劑的傳熱特性、嚴重事故過程中一些特殊情況下的傳熱機理，分析了反應堆的安全傳熱過程。教材的主要內(nèi)容包括有：核反應堆安全及核反應堆瞬態(tài)熱工分析、自然循環(huán)流動與傳熱、核反應堆沸騰臨界后傳熱

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

本書共12章，內(nèi)容包括：法規(guī)標準、軟件評價概述、軟件質量保證、軟件需求分析、軟件功能、軟件理論模型、軟件測試、分離效應確認、整體效應確認、不確定性分析、評價計算、評價結論。