本書收錄了至2025年3月底發(fā)布的現(xiàn)行有效的108項(xiàng)核安全導(dǎo)則，按專業(yè)領(lǐng)域劃分為10個系列進(jìn)行編號，與核與輻射安全部門規(guī)章的編號相對應(yīng)。

本書為俄羅斯頂尖專家的研究和實(shí)踐活動提供了獨(dú)特的見解。它為讀者提供了圍繞核快堆技術(shù)的前所未有的見解和基本知識,以及關(guān)閉核燃料循環(huán)以實(shí)現(xiàn)更清潔、更環(huán)保和更高效核能的新方法。該書的作者以Proryv項(xiàng)目為框架,詳細(xì)描述了俄羅斯正在開發(fā)的技術(shù),讓來自世界各地的讀者能夠全面了解這些技術(shù),然后將其應(yīng)用于自己的研究和實(shí)踐。

本書從高保真中子輸運(yùn)計算加速算法的需求出發(fā),系統(tǒng)地分析、梳理和總結(jié)了核反應(yīng)堆物理高保真數(shù)值計算加速算法的研究概貌,并闡述了加速算法基本原理,進(jìn)而基于新提出的多級加速理論,全面闡述了核反應(yīng)堆物理計算不同環(huán)節(jié)中開展加速計算的新方法、數(shù)值實(shí)現(xiàn)策略、基準(zhǔn)例題分析及實(shí)際工程應(yīng)用案例。本書公式細(xì)節(jié)翔實(shí),案例分析準(zhǔn)確,讀者基于本書的

本書反映了國家重點(diǎn)研發(fā)計劃“固廢資源化”重點(diǎn)專項(xiàng)中“放射性固廢清潔解控與安全處置技術(shù)”項(xiàng)目（編號2019YFC1907700）的部分研究成果，詳細(xì)介紹了伴生放射性礦開發(fā)利用中產(chǎn)生的天然放射性殘留物現(xiàn)狀、廢棄物的產(chǎn)生和危害，以及其對環(huán)境的影響，系統(tǒng)論述了伴生放射性礦開發(fā)利用過程中鈾等有價值資源綜合回收、伴生放射性廢物最小

本工作目針對當(dāng)前輕水堆燃料元件破損實(shí)時監(jiān)測存在的問題，提出了基于LaBr3(Ce)探測器的輕水堆燃料元件破損實(shí)時監(jiān)測方法，同時對該方法在應(yīng)用中的幾個關(guān)鍵問題進(jìn)行研究。通過實(shí)驗(yàn)測試與分析，對輕水堆燃料元件破損實(shí)時監(jiān)測所需監(jiān)測的關(guān)鍵核素進(jìn)行選擇，并建立燃料元件破損計算模型；結(jié)合標(biāo)準(zhǔn)算法和蒙特卡羅模擬計算，建立輕水堆燃料元件

本書從能源的基本概念和太陽等恒星中的聚變開始，講述人造太陽受控核聚變可以利用的聚變反應(yīng)及不同反應(yīng)的比較；從能源系統(tǒng)的功率平衡概念出發(fā)，闡明聚變實(shí)現(xiàn)能源利用的**條件；從如何實(shí)現(xiàn)聚變條件，講述幾種可能實(shí)現(xiàn)受控聚變的主要途徑；從物理走向工程，講述聚變堆和聚變電站面臨的物理和工程挑戰(zhàn)；后從聚變能源和聚變研究的特點(diǎn)出發(fā)，在社會

本書主要介紹了托卡馬克等離子體物理學(xué)的基本原理，內(nèi)容包括核聚變能開發(fā)的進(jìn)展與歷史、等離子體物理學(xué)基礎(chǔ)與診斷、等離子體平衡與加熱、磁流體不穩(wěn)定性、等離子體約束與輸運(yùn)、等離子體與表面相互作用。最后，對全文進(jìn)行了簡要總結(jié)，便于讀者理解托卡馬克等離子體物理學(xué)的重要概念。

本書講述了：智伍一行終于離開S島回國了。在機(jī)場，智伍發(fā)現(xiàn)了一個談?wù)撝�“鈷炸彈”的可疑男子，不久之后，警察接到報案稱機(jī)場有炸彈，人群頓時炸開了鍋。在腦博士和邦博士的幫助下，機(jī)場的炸彈危機(jī)解除了，但是，恐怖分子不會這么善罷甘休，核彈陰影正籠罩全城。可怕的炸彈究竟藏在哪里，必須盡快找到。

本書共分13章，包括氫能與核能概述、核能系統(tǒng)與核能制氫技術(shù)、高溫氣冷堆、熱化學(xué)碘硫循環(huán)分解水制氫技術(shù)、混合硫循環(huán)制氫技術(shù)、核能高溫電解制氫、核熱輔助的碳基燃料制氫技術(shù)、高溫氣冷堆與制氫技術(shù)的耦合、高溫堆制氫安全特性分析、核能制氫系統(tǒng)中氫氣的泄漏擴(kuò)散、核能制氫在煤液化和氫冶金領(lǐng)域的應(yīng)用、核能制氫經(jīng)濟(jì)性初步評價以及核能制氫

本書共分13章，包括氫能與核能概述、核能系統(tǒng)與核能制氫技術(shù)、高溫氣冷堆、熱化學(xué)碘硫循環(huán)分解水制氫技術(shù)、混合硫循環(huán)制氫技術(shù)、核能高溫電解制氫、核熱輔助的碳基燃料制氫技術(shù)、高溫氣冷堆與制氫技術(shù)的耦合、高溫堆制氫安全特性分析、核能制氫系統(tǒng)中氫氣的泄漏擴(kuò)散、核能制氫在煤液化和氫冶金領(lǐng)域的應(yīng)用、核能制氫經(jīng)濟(jì)性初步評價以及核能制氫