本书聚焦核科学与技术领域存在的主要挑战、问题及发展方向，系统全面综述整理国内外相关研究报道和最新进展，期望编成一部核科学与技术学科前沿、专业的研究生参考书。本书分为绪论和核科学与技术主要关注的核燃料循环、核电、核聚变、乏燃料后处理、放射性废物管理、海水提铀、辐射探测技术、新型功能材料及核技术应用与应急管理九个专题。
核能是当今世界上最有效和最可靠的能源形式之一。随着越来越多的工厂在世界范围内进行调试或改造，运营商、维护人员、技术人员和学生至少了解反应堆物理基础知识越来越重要。核反应堆物理基础知识包括以下要点：裂变反应堆如何工作、各种核反应堆设计的方法及其安全有效的操作，使读者能够深入了解其行为如何影响设施部件和系统的安全可靠运行。此书由教育工作者撰写，在核电行业拥有超过38年的经验。核反应堆物理学的基础知识为读者提供了反应堆物理基础知识的逐步指导，以确保将工程概念应用于工作的坚实基础。这个易于使用，易于使用的新文本配备了100多个章末问题和强化学习的实例。
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本书主要介绍了我国核工业的发展史、核科学与技术的发展史、东华理工大学的发展史以及核燃料与核化工专业发展现状，同时深入浅出地科普介绍了什么是核、核燃料循环简要内容、核电的发展利用、核武器的种类以及核技术应用等相关的专业科普知识和思政教育知识。
本书篇章结构包括：第一章介绍了电磁脉冲及电磁脉冲模拟器；第二章对电磁脉冲的时域和频域特征进行分析；第三章概述了本书中所应用到的时域有限差分方法；第四章利用时域有限差分法分析了电磁脉冲在自由空间和介质材料中的传播特性；第五章利用时域有限差分法对电容器和开关的充放电过程进行了模拟；第六章对本书中关注的有界波模拟器结构和仿真计算模型及方法进行了介绍；第七章给出了在试验空间中存在被试品条件下模拟器内部的电磁模式；第八章对有界波模拟器试验空间外的泄露场进行了参数化研究；第九章仿真研究了泄露场模式；第十章介绍了用于减少辐射泄露的空间模式滤波器；第十一章开展了电磁脉冲与生物体间相互作用的研究；第十二章给出了时域有限差分法的有关计算程序。
液态金属冷却反应堆作为第四代核能系统之一，具有良好的核燃料增殖与核废料嬗变潜力，拥有突出的经济性和安全性，被第四代核能系统国际论坛（GIF）认为是有望率先实现工业示范化的堆型。液态金属冷却反应堆热工水力特性是研发和设计关注的重点。该书系统地介绍了欧盟框架下SESAME项目中液态金属冷却反应堆热工水力研究领域的新进展，以及美国阿贡国家实验室和橡树岭国家实验室近年来的相关研究成果，并着重介绍了液态金属热工水力实验和数值模拟分析的研究进展。
《液态金属冷却反应堆热工水力特性》可为高等院校、科研院所和企事业单位从事液态金属冷却反应堆研发和设计的科研人员和工程技术人员提供参考。
本《教程》由多位具有丰富理论知识和实践经验的技术人员合作编写，历时近两年最终定稿。本《教程》共经过5轮全面审查和研讨，采取编者互审、小组讨论、内部专家审查、外部专家审查等方式，同时也广泛征求了行业主要从业单位的意见，主要审定单位有：中国核工业集团公司人力资源部、中国核工业集团公司职业技能鉴定指导中心、中核四0四有限公司、兰州大学、清华大学、核工业北京化工冶金研究院、中核建中核燃料元件有限公司、中核北方核燃料元件有限公司、中核兰州铀浓缩有限公司、江苏核电有限公司、中核陕西铀浓缩有限公司、中国核电工程有限公司等。来自这些单位的专家和学者分别对全书或部分章节进行了认真审阅，提出了许多宝贵的建议和修改意见。在本书的编写过程中，也得到了有关领导和专家的大力支持和帮助。对此我们一并表示衷心感谢。由于编者水平有限及检索到的资源有限，加之时间仓促，教材中不足与错误之处在所难免，敬请读者批评指正。
为推动核行业特有职业技能培训和职业技能鉴定工作的开展，在核行业特有职业从业人员中推行国家职业资格证书制度，在人力资源和社会保障部的指导下，中国核工业集团公司组织有关专家编写了《国家职业资格培训教程——化学检验员(核化学检验员)》(以下简称《教程》)。本《教程》共经过5轮全面审查和研讨，采取编者互审、小组讨论、内部专家审查、外部专家审查等方式，同时也广泛征求了行业主要从业单位的意见，主要审定单位有：中国核工业集团公司人力资源部、中国核工业集团公司职业技能鉴定指导中心、中核四○四有限公司、兰州大学、清华大学、核工业北京化工冶金研究院、中核建中核燃料元件有限公司、中核北方核燃料元件有限公司、中核兰州铀浓缩有限公司、江苏核电有限公司、中核陕西铀浓缩有限公司、中国核电工程有限公司等。
本书介绍了船用反应堆运行、检修及实验过程中的主要物理现象、物理过程的原理及实验研究方法。内容包括：与堆物理有关的基础知识，反应堆启动、功率运行、停堆过程中的物理问题以及反应性事故过程，堆芯物理实验的基本原理与方法，反应堆物理分析方法，重大核活动临界安全以及反应堆燃耗分析与燃料性能实验等。本书可作为船用核动力装置操纵人员的运行理论指导丛书，对从事核反应堆工程研究设计、核安全管理与装备技术保障人员也有一定的参考价值。
本书共6章，针对超临界水冷反应堆内的材料辐照损伤机理进行了系统阐述。首先综述性地介绍了超临界水冷反应堆的发展历史和研究现状，概括性地指出了现有研究中的不足。基于研究现状，从三个方面开展了深入的研究：以实验研究为手段，探究了带电粒子、γ射线以及中子对材料的辐照损伤机理，建立了定量描述材料辐照损伤过程的动力学模型；针对超临界水的化学特性、辐照条件下的感生放射性以及反应堆运行过程中的水质控制方法进行了深入、细致的论述；针对超临界水堆中材料的常规化学腐蚀问题进行了全面阐述。
