本书的主要内容有核数据库制作、中子输运方程、中子输运方程的确定论数值方法、中子输运方程的扩散近似及其数值方法、中子输运方程的概率论方法、共振自屏计算方法、燃耗方程及其数值方法、中子输运共轭方程与微扰方法、核反应堆中子动力学、压水堆堆芯物理计算流程和方法、敏感性和不确定性分析。

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空间核动力技术融核能、航天、材料、信息、控制、环境等科学为一体，是一门综合性的前沿科学工程技术。本书主要内容包括空间核动力的基本概念、分类、技术特点和实际应用；国内外空间核动力的发展概况与趋势；空间核动力中的热电转换、空间核动力中的材料选择；空间核动力的关键部件和重要的实验设施；空间核动力的空全和可靠性问题；典型的、最具代表性的空间核动力装置等。

本书为粒子加速器系列之一，为引进版。原书稿是国际粒子治疗合作组织(PTCOG)关于粒子治疗设施安全方面的两个报告(未正式出版，有原著者免费授权)。主要内容分技术篇与管理篇两部分。技术篇全面讨论了辐射防护、屏蔽设计的基础理论和技术，包含加速器介绍、粒子与物质的相互作用、辐射屏蔽设计原则、辐射剂量监测、备件活化处理原则、蒙特卡罗技术、次级辐射剂量以及安全系统和联锁装置。管理篇从管理角度探讨粒子治疗设施的安全问题，涉及风险管理理论、危险分析、故障模式及影响分析(FMEA)、风险缓解以及治疗工作流程和保证等。

本书是全国科学技术名词审定委员会审定公布的核科学技术名词，内容包括：核物理、核化学与放射化学、核聚变、辐射物理、核反应堆、粒子加速器、脉冲功率技术及其应用、同位素、核探测与核电子学、核测试与分析、铀矿地质、铀矿冶、核燃料与核材料、核化工、辐射防护、核安全、核医学、核农学、核技术工业应用等(含辐射研究)、计算物理、其他，21个一级类目，共7613条。本书对每条名词均给出了定义或注释。本书公布的名词是科研、教学、生产、经营以及新闻出版等部门应遵照使用的核科学技术规范名词。

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全书共分为14章：第1章介绍核安全及核电厂安全的基本概念，第2章至第6章介绍核设施及其设计、运行与退役阶段的核安全问题以及放射性废物的管理原则，第7章和第8章分别介绍概率论和确定论安全分析方法，并简单介绍了部分应用实例，第9章至第11章介绍核应急、核安全监管及核安全文化的一些理论及其发展，第12章和第13章对核设施的质量保证及核安全的公众接受等进行了简单介绍，第14章对核安全的未来发展趋势进行了展望。本书紧紧围绕核安全基本概念、理论方法和标准，重点介绍了核设施设计、运行及退役等阶段的核安全技术与管理相关知识。

本书围绕快中子多重性测量技术，从多重性测量的基本原理入手，运用理论分析、模拟测量与实验测量相结合的方法，针对铀钚材料进行研究。建立了核材料的快中子多重性测量方程，对不同性质的核材料展开了模拟研究，并通过搭建测量装置进行了实验验证研究，较系统地涵盖了快中子多重性测量技术涉及的核心内容。本书可以作为从事中子多重性测量与无损检测技术研究的科技工作者提供实用性较强的参考与借鉴，也可作为高等院校核科学与技术、能源动力工程等学科高年级本科生和研究生的参考书。

本书比较系统全面地介绍了核反应堆安全传热的专业知识，书中内容涵盖了有关反应堆瞬态运行及事故过程的堆芯传热，介绍了严重事故发生后燃料及其冷却剂的传热特性、严重事故过程中一些特殊情况下的传热机理，分析了反应堆的安全传热过程。教材的主要内容包括有：核反应堆安全及核反应堆瞬态热工分析、自然循环流动与传热、核反应堆沸腾临界后传热、再淹没传热、再湿传热和反应堆熔堆后的传热等内容。内容编写注意由浅入深，循序渐进，涵盖内容较全面。

本书分为基础知识、中子源及微型中子源反应堆、微型中子源反应堆参数测量、微型中子源反应堆的应用4篇内容。

本书围绕高放废料固化处理过程中固化处理材料的制备与性能优化，在综述高放废料固化处理研究现状的基础上，针对我国高放废料的硼硅酸盐和磷酸盐玻璃/玻璃陶瓷固化材料的简洁化制备、结构、稳定性等方面的研究结果进行概括和分析。全书共分为八章，其主要内容包括高放核料玻璃/玻璃陶瓷固化的研究现状及发展趋势概述（第一章），典型硼硅酸盐玻璃固化材料的结构、性能及其浸出行为模拟（第二章），典型磷酸盐玻璃固化材料的结构、性能、成分优化及其稳定性（第三章），钙钛锆石-硼硅酸盐玻璃陶瓷固化材料的组分优化、制备和稳定性（第四章），烧绿石-硼硅酸盐玻璃陶瓷固化材料的制备、物相、结构及稳定性（第五章），独居石-磷酸盐玻璃陶瓷固化材料的制备、物相、结构、析晶行为和稳定性（第六章），以及磷酸锆钠-磷酸盐玻璃陶瓷固化材料的制备技术、物相、结构和稳定性（第七章），高放废料固化处理的研究展望（第八章），为研究和开发适合我国高放废料的先进玻璃/玻璃陶瓷固化技术提供指导。

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本书是国家自然科学基金杰出青年科学基金项目“超导托卡马克装置关键科学与技术研究”成果。原书引进自法国Odile Jacob出版社。核聚变研究是当代自然科学中一项具有重大意义的前沿研究领域，国际热核聚变实验堆（ITER）项目由欧盟、美国、中国、日本、韩国、印度和俄罗斯七方共同参与，是目前全球规模最大、影响最深远的国际科研合作项目之一，是人类受控核聚变研究走向实用的关键一步。本书是关于人类对聚变能源科学探索的科普作品，前半部分主要介绍核聚变领域的科学背景、诞生过程以及世界各国为了实现聚变能而共同开展的国际热核聚变实验堆（ITER）项目，后半部分着重讲述中国核聚变领域的发展现状和未来规划，畅想人类未来实现无限、清洁聚变能的美好图景。本书将为广大读者呈现生动、全面而详尽的聚变课堂，适合大众尤其是青少年科技爱好者，帮助他们了解聚变、走进聚变。

《中国核科学技术进展报告（第八卷）》是中国核学会2023学术双年会优秀
论文集结。

2023年中国核科学技术领域取得重大进展。四代核电和前沿颠覆性技术创新实
现新突破，高温气冷堆示范工程成功实现双堆初始满功率，快堆示范工程取得重大
成果。可控核聚变研究中国环流三号和东方超环刷新世界纪录。新一代工
业和医用加速器研制成功。锦屏深地核天体物理实验室持续发布重要科研成果。我
国核电技术水平和安全运行水平跻身世界前列。截至2023年7月，中国大陆商运
核电机组55台，居全球第三；在建核电机组22台，继续保持全球第一。2023年国
务院常务会议核准了山东石岛湾、福建宁德、辽宁徐大堡核电项目6台机组，我国
核电发展迈进高质量发展的新阶段。我国核工业全产业链从铀矿勘探开采到乏燃料
后处理和废物处理处置体系能力全面提升。核技术应用经济规模持续扩大，在工业、
医学、农业等各领域，产业进入快速扩张期，预计2025年可达万亿市场规模，已
成为我国核工业强国建设的重要组成部分。

中国核学会2023学术双年会的主题为深入贯彻党的二十大精神，全力推动
核科技自立自强，体现了我国核领域把握世界科技创新前沿发展趋势，紧紧抓住
新一轮科技革命和产业变革的历史机遇，推动交流与合作，以创新科技引领绿色发
展的共识与行动。会议为期3天，主要以大会全体会议、分会场口头报告、张贴报
告等形式进行，同时举办以核技术点亮生命为主题的核技术应用论坛，以共
话硬核医学，助力健康中国为主题的核医学科普论坛，以核能科技新时代，
青年人才新征程为主题的青年论坛，以及以心有光芒，芳华自在为主题的妇
女论坛。

大会共征集论文1200余篇，经专家审稿，评选出522篇较高水平的论文收录进
《中国核科学技术进展报告（第八卷）》公开出版发行。《中国核科学技术进展报告（第
八卷）》分为10册，并按40个二级学科设立分卷。

《中国核科学技术进展报告（第八卷）》顺利集结、出版与发行，首先感谢中
国核学会各专业分会、各工作委员会和23个省级（地方）核学会的鼎力相助；其
次感谢总编委会和40个（二级学科）分卷编委会同仁的严谨作风和治学态度；最
后感谢中国核学会秘书处和科学技术文献出版社工作人员在文字编辑及校对过程中
做出的贡献。

本书将以易于理解的方式向你揭示核反应堆的工作原理，以及它如何实现为电网生产电力的目的。作者科林·塔克在保护核反应堆安全方面有着30年的经验，他将用充满热情和幽默的笔调，带你穿越核反应堆的发展历史，解释其背后的科学与工程知识，展现不同类型的反应堆如何启动、运行和安全的关闭。不需要被晦涩艰难的术语搞得晕头转向，就可以了解到关于核反应堆的一切！