本书是一本核技术利用项目辐射屏蔽防护计算的专著，旨在为相关从业者提供符合国家标准的辐射屏蔽防护计算资料，指导他们做好辐射安全保护工作。

本书为先进核反应堆技术丛书之一。本书结合我国60多年来重水反应堆事业发展的成就与经验，系统地介绍了重水反应堆的基本原理和工程技术。内容主要包括重水堆主要特点及其发展简史、反应堆本体、燃料、系统和设备、测量与控制、反应堆物理、热工水力、屏蔽与辐射防护、反应堆化学、废物管理、调试、运行与利用、退役技术、安全和先进重水堆技术发展等。本书可供在重水反应堆技术及其相关领域中从事科研、设计、运行和应用的广大科技人员和管理人员参考，也可供高等院校相关专业师生参考。

退役是核设施生命循环的最终阶段。大型核燃料后处理厂的退役技术和工程实施难度大，涉及的管理领域问题复杂。国外主要有核国家已经在核燃料后处理厂退役方面开展了大量工作，美国、德国、法国等国家已经取得了实质性的进展。《国外核燃料后处理厂退役实践》一书比较全面地介绍了国外核燃料后处理厂的基本情况及其在退役方面的实践和经验，对加快我国核燃料后处理厂的退役以及后续新建后处理厂的设计、建造和运行均具有积极的借鉴意义。

本书共分为5章，系统概述了氧化物阻氚涂层材料、非氧化物阻氚涂层材料以及复合阻氚涂层材料的制备、性能及工程化的最新成果。着重从涂层材料的基本性质、制备技术、服役性能、阻滞氚渗透机制、氚相容性、氢致材料损伤及辐照性能等方面，系统总结了阻氚涂层的研究进展，以及相应的理论与实验方法和工程化技术，内容涵盖国内外在阻氚涂层材料领域的前沿技术和热点问题。

本书对燃料系统相关的信息进行系统地梳理，在分析研究燃料组件的发展历程和现状、燃料组件设计基准、燃料组件研发等内容的基础上，总结燃料系统的工程特性、良好实践以及可能面临的困难和挑战，同时通过总结国内外燃料系统损伤的经验，梳理燃料系统损伤的原因和机理，研究对核安全的影响，提出预防缓解措施及建议，为后续制定更加合理、有效、完善的监管方案提供参考，以尽可能降低燃料系统损伤带来的安全风险，保障核电厂的安全运行。本书为关心核电厂燃料组件的从业者提供参考，也有利于关心核电的读者了解核电厂反应堆所用的核燃料组件的基本技术。

《日本核事故应急响应指南》是日本在组织事故调查经验反馈的基础上，吸取国际原子能机构关于《轻水堆严重核事故情况下的公众防护行动准则》(IAEA-EPR-2013)文件要求，形成的日本行政组织具有法律效率的指南性文件。该文件是日本对严重核事故应急响应经验的总结，对于尚未经历过严重核事故应急的国家具有一定的借鉴意义，也可成为国际核事故应急公众防护行动框架和核应急准备工作的样本。仅此，推荐我国相关组织机构学习借鉴。

本书主要介绍了现代粒子加速器的物理学、技术和应用，阐释了加速器应用的技术和物理基础，使读者能够更好地理解加速器及其应用的基础和当前与未来的技术。本书首先介绍了将电子和离子从几keV加速到大约250MeV的相关技术和辐射安全内容，然后描述了这些粒子束与物质相互作用背后的物理学，粒子束与靶之间的能量损失和核相互作用的数学描述，以及最先进的计算机模型在物理学范围的完全覆盖。在此基础上，本书介绍了加速器技术在科学、医学和工业中最重要的应用，包括半导体生产、癌症治疗和太空探索。

本书分为三大章节，以三个不同的故事带领读者了解核能的三大主题：核电运行、核武器应用与核实验研究。在第一章中，读者会来到一座核电厂内，了解核电运行的科学原理，和工作人员一起处理突发事件，为核电厂的安全运行贡献力量；第二章中，读者将跟随一次军事演习，登上核潜艇，了解核能在军事领域的应用和厉害之处；第三章中，读者又将来到核实验室，了解原子世界的神奇，以及核能的最新研究方向和在生活中的应用。

核应急是为了控制、缓解或减轻核事故的后果而采取的一系列紧急行动，应急剂量通常指参加核与辐射事故应急工作人员所接受的照射剂量。该书包括了核应急剂量学概述、临床剂量评估、物理剂量估算、生物剂量估算、电子顺磁共振剂量估算、核应急剂量学实践等章节，全面系统介绍了核应急剂量学的基本原理、各种评估方法以及临床实践，实用于放射医学本科教学，对应急工作人员既包含由核电站或放射源使用单位雇用的工作人员，还包含场外应急响应组织的工作人员，比如警察、消防员、医学响应人员、撤离用车的驾驶员和乘务员等也是非常好的培训教材。

本书主要包括高温蠕变疲劳基本理论、高温结构完整性评价及蠕变疲劳损伤寿命评价等内容。其中，高温蠕变疲劳基本理论包括蠕变本构模型构建、寿命外推以及疲劳断裂理论，尤其关注当今新型高温反应堆研发设计所面对的寿命问题；高温结构完整性评价包括弹性和非弹性评价方法及工程应用等；蠕变疲劳损伤寿命评价详细阐述了国内外高温反应堆设计规范关于结构与焊缝损伤评价方法、适用性和保守性等内容，给出了优化评价方法及工程实例。本书以高温蠕变疲劳基本理论为基础，以新型高温反应堆研发设计为导向，突出二者之间的逻辑关系，注重系统性和完整性，以适应我国新型高温反应堆工程研发设计的需要。

超临界水堆(SCWR)是第四代反应堆系统中唯一的水冷堆。由于SCWR的热效率高、系统简化、再加上早已商业化运营的超临界常规电厂的丰富经验，所以SCWR被认为是一种有前途的先进核能系统。该反应堆采用超临界水作为冷却工质，超临界水在临界压力下，会经历剧烈的物性突变，导致超临界水堆在热工安全方面的数值计算方法与传统压水堆存在差异。本专著将重点阐述超临界水堆的热工安全数值计算方法，并介绍数值计算方法在反应堆设计中的应用情况。本书是科研专著，本专著的内容可以用于指导超临界水堆的概念设计，为这一新型核能系统的可行性分析提供数值分析方法和应用实例。

世界各国核设施退役成本估算的形式、内容、实践都存在很大差异，这些差异可能有其存在的合理原因，但会使评价估算值的过程复杂化，也难以证实估算的可靠性。因此经济合作与发展组织核能署、国际原子能机构、欧洲委员会联合倡议提出了退役成本的标准分项，可直接用于开展成本估算，或将估算值映射到标准的通用结构上便于比较。本报告更新了1999年发布的成本分项，并将近年来积累的经验融入其中。修订后的成本分项结构旨在确保涵盖退役项目计划范围内的所有成本。该报告还提供了开展退役成本估算的通用导则，包括使用该结构的详细建议。