《轻水堆核安全严重事故现象学》从核安全的历史展开，以堆芯失去冷却的事故序列作为线索，详细阐述了堆芯过热、堆芯降级、安全壳早期故障、安全壳后期失效到裂变产物释放的过程及原理。同时，对于严重事故及其后果管理以及严重事故分析软件方面也有着全面且深入的分析。目前，世界各国对严重事故的研究正以各自不同的特点和技术方向进行着。《轻
《中外物理学精品书系：核反应堆动力学基础（第二版重排本）》第一版于1983年发行，从反应堆物理学的观点，系统地讨论了核反应堆动力学基础的各个方面，着重介绍有关问题的物理背景和分析问题所用的理论方法。在第一章提供了必要的中子物理基础知识和引进了点堆模型动态学方程之后，以下四章用这一模型讨论了反应性变换的各种情况和相应的功
核反应堆热工水力是高校反应堆工程专业核心课程之一，在反应堆工程中有重要作用。本书首先介绍堆内热量产生、燃料元件传热、单相对流传热、两相流动和沸腾传热的基本过程；在此基础上，给出了反应堆堆芯稳态热工设计准则、堆芯热工设计的单通道分析方法和子通道分析方法；最后简单介绍了计算流体力学及其在反应堆热工水力中的应用，以及临界流、
本书分为核反应堆核极设备检修工技师技能和核反应堆核级设备检修工高级技师技能两部分，共十六章，主要内容包括：技师技能预备知识、反应堆本体检修、核安全级容器检修等。
反应堆热工水力分析在核反应堆工程中起着十分重要的作用。本书在对核反应堆分类、核能系统中的热力过程、状态参数及蒸汽动力循环和堆芯材料及其热物性进行详细介绍的基础上，着重阐述了反应堆热源及稳态工况的传热计算，核反应堆稳态工况的水力计算，反应堆稳态热工设计原理和反应堆瞬态热工分析。本书既可作为高等学校能源动力类专业，特别是核
本书介绍CANDLE堆的燃耗策略，可以用于实现一种具备安全性、核不扩散性、燃料可持续性和废物排放量少的小型长寿命反应堆。如果将CANDLE堆的燃耗策略用于一个采用金属燃料和钠冷却剂的大型快堆，就有可能设计一种性能优越的核反应堆，同时满足经济性、安全性、核不扩散性以及燃料可持续性的要求。
动态故障树是在传统故障树基础上，添加反映部件故障时序关系的逻辑门而形成的可靠性分析方法。刘东、张红林、王波、邢维艳编著的《动态故障树分析方法(精)》以动态故障树的基本理论、典型方法及其应用为主要内容，重点突出方法描述及方法应用，并融进了作者最新的理论研究成果和工程实践经验。《动态故障树分析方法(精)》可作为一般读者学习
《快中子临界装置和脉冲堆实验物理》全面介绍了快中子临界装置和脉冲堆上实验的方法、技术和相关理论。全书共分为七章。前三章介绍了中子链式反应物理的基础理论，重点介绍了中子链式反应系统的各种本征值问题和系统不同本征值之间的关系，从而引出系统各种特征量的清晰足义，并阐述了按照各特征量随全相似系统集合中不同系统的变化规律对特征量
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