本书从介绍核电用压力容器用钢研究现状开始，重点阐述了核用SA508-4N钢在单道次焊接、多道次焊接及焊后热处理条件下相组成、相转变规律、第二相分布状态、晶粒尺寸等对热影响区及焊接接头力学性能、断口形貌、再热裂纹敏感性等影响变化规律。在探讨高性能核电用钢热影响区相变机理、第二相回溶-再析出以及热处理工艺等对材料性能演变影

本书主要对液态金属冷却反应堆(钠冷快堆和铅冷快堆)严重事故分析相关的基础知识和前沿研究进行综合性介绍。内容包括：绪论(世界核电发展背景和液态金属冷却反应堆发展概况)、液态金属冷却反应堆严重事故分析总论(基本概念、始发事件、严重事故进程和特征、与压水堆严重事故的比较)、液态金属冷却反应堆严重事故关键现象概述(熔融燃料池形

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

本书为先进核反应堆技术丛书之一。本书围绕核动力工程实践，系统地介绍了核反应堆压力容器设计相关的基本知识、设计理念和发展趋势。主要内容包括核反应堆压力容器设计法规与标准、输入条件、材料设计、结构设计、强度设计、结构完整性评价等设计方法的基本理论，核反应堆压力容器制造、安装、调试、运维等工程技术的最新发展，核安全与各堆型压

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

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。

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

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

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。

本书共12章，内容包括：法规标准、软件评价概述、软件质量保证、软件需求分析、软件功能、软件理论模型、软件测试、分离效应确认、整体效应确认、不确定性分析、评价计算、评价结论。