本書為先進核反應堆技術叢書之一。本書圍繞核動力工程實踐，系統(tǒng)地介紹了核反應堆壓力容器設計相關的基本知識、設計理念和發(fā)展趨勢。主要內(nèi)容包括核反應堆壓力容器設計法規(guī)與標準、輸入條件、材料設計、結構設計、強度設計、結構完整性評價等設計方法的基本理論，核反應堆壓力容器制造、安裝、調試、運維等工程技術的最新發(fā)展，核安全與各堆型壓

核能是當今世界上最有效和最可靠的能源形式之一。隨著越來越多的工廠在世界范圍內(nèi)進行調試或改造，運營商、維護人員、技術人員和學生至少了解反應堆物理基礎知識越來越重要。核反應堆物理基礎知識包括以下要點：裂變反應堆如何工作、各種核反應堆設計的方法及其安全有效的操作，使讀者能夠深入了解其行為如何影響設施部件和系統(tǒng)的安全可靠運行。

本書將以易于理解的方式向你揭示核反應堆的工作原理，以及它如何實現(xiàn)為電網(wǎng)生產(chǎn)電力的目的。作者科林·塔克在保護核反應堆安全方面有著30年的經(jīng)驗，他將用充滿熱情和幽默的筆調，帶你穿越核反應堆的發(fā)展歷史，解釋其背后的科學與工程知識，展現(xiàn)不同類型的反應堆如何啟動、運行和安全的關閉。不需要被晦澀艱難的術語搞得暈頭轉向

本書的主要內(nèi)容有核數(shù)據(jù)庫制作、中子輸運方程、中子輸運方程的確定論數(shù)值方法、中子輸運方程的擴散近似及其數(shù)值方法、中子輸運方程的概率論方法、共振自屏計算方法、燃耗方程及其數(shù)值方法、中子輸運共軛方程與微擾方法、核反應堆中子動力學、壓水堆堆芯物理計算流程和方法、敏感性和不確定性分析。

本專著針對外力場環(huán)境下海基核能動力裝置自然循環(huán)熱工水力學問題，詳細介紹了外力場環(huán)境自然循環(huán)熱工水力相關實驗和理論方法，解決了外力場環(huán)境對自然循環(huán)驅動力和阻力基本特性的影響機理、外力場環(huán)境對自然循環(huán)流動失穩(wěn)行為和沸騰臨界行為的影響機制三個重大基礎科學問題。為確保我國�；�核能動力裝置核安全提供了重要技術支撐，為我國實施“走

本書全面闡述了核反應堆熱工水力中比例�；�方法的研究現(xiàn)狀，系統(tǒng)、詳細地講述了比例模化在整體效應試驗和分離效應試驗中的應用。全書共有10章。第1章為比例�；�概述。第2章詳細闡述了目前比較常用的比例�；�方法。第3章詳細講解了現(xiàn)象識別與排序表。第4章介紹了自然循環(huán)現(xiàn)象的比例模化分析過程。第5章至第7章分別針對小破口失水事故、大

核動力廠安全分析用計算機軟件是核動力廠安全分析的重要工具，對安全分析軟件的適用性進行評價是核動力廠安全監(jiān)管的基礎工作之一。安全分析軟件的審查、評價是一項技術復雜、難度較大的工作。國家核安全局在2018年正式啟動了自主化安全分析軟件評價工作，但是具有可操作性的、可直接指導技術評價的方法尚未形成，使得安全分析軟件的評價工作

本書從一體化壓水堆的結構、特點、系統(tǒng)設備、運行特性等方面深入闡述了一體化壓水堆的熱工水力特性。結合作者十幾年針對一體化壓水堆熱工水力特性的研究，理論與實際相結合，深入淺出地描述了一體化壓水堆的特點和運行特性。全書共分為8章，主要包括緒論、反應堆熱工水力分析、直流蒸汽發(fā)生器運行特性、一體化壓水堆穩(wěn)態(tài)熱力分析、一體化壓水堆

本專著針對外力場環(huán)境�；�核能動力裝置強迫循環(huán)熱工水力學問題，詳細介紹了外力場環(huán)境強迫循環(huán)熱工水力實驗和理論方法，介紹了外力場環(huán)境對強迫循環(huán)工況下流動傳熱、流動失穩(wěn)和沸騰臨界等熱工水力行為的影響特性，是我國首次全面、系統(tǒng)、深入地開展外力場環(huán)境對反應堆安全性和可靠性影響研究，是提高海上核動力平臺、浮動式核電站反應堆綜合性能

1986年發(fā)生的切爾諾貝利核泄漏事故震驚世界，成為意義復雜的全球性文化符號。哈佛大學烏克蘭史講席教授沙希利·浦洛基在本書中，利用新近公開的政府檔案，結合大量目擊者的訪談素材，詳盡而富有條理地敘述了切爾諾貝利事件的背景、起因、過程、后續(xù)，及其對人類、對自然、對國際社會所造成的深遠影響。全書涉及400多個人物