核安全問題一開始就是一個全球公共問題，應納入全球治理范疇。長期以來，核安全主要被視為傳統(tǒng)安全的組成部分。隨著全球核能的不斷開發(fā)和核技術(shù)的廣泛應用，各種非傳統(tǒng)核安全問題日益凸顯，越來越需要從全球“公共利益”視角來審視。本書在總結(jié)核安全供給缺失的基礎上，系統(tǒng)分析核安全公共產(chǎn)品的內(nèi)涵、分類及其供給的理論基礎、機制與模式，探討

公眾對于核能項目的科學認知與理性態(tài)度，是核能行業(yè)發(fā)展的關鍵。為了促進公眾對于核能發(fā)展政策背景、科普知識、安全保障等方面的知識有更為客觀、全面的認識，中國核能行業(yè)協(xié)會組織業(yè)內(nèi)知名專家編撰了以“一問一答”形式為主的科普讀物。讀物從核能發(fā)展的戰(zhàn)略價值、核電基礎知識、輻射基本概念、我國核安全的現(xiàn)狀與監(jiān)管措施、核電項目企地融合發(fā)

本書是西南科技大學核廢物資源化與污染治理四川省青年科技創(chuàng)新團隊，在國防科工局乏燃料后處理科研專項支持下，關于放射性碘吸附方面研究進展的系統(tǒng)總結(jié)與凝練。本書具體介紹了一系列新型多孔材料對放射性氣態(tài)碘的吸附性能及作用機理研究。主要內(nèi)容包括：放射性碘概述；多硫化物插層的無機NiTi-LDH對碘的吸附性能研究；金屬硫化物KTS

本書的主要目標是，總結(jié)分析核電廠構(gòu)筑物的結(jié)構(gòu)特點和在沖擊荷載作用下的反應特點，提出適用的終極分析方法和技術(shù)路線。采取的具體研究方案如下：1.撞擊效應的分析方法進行調(diào)研和資料收集；2.總結(jié)分析核電廠構(gòu)筑物的結(jié)構(gòu)特點和在沖擊荷載作用下的反應特點；3.選取適宜的初始條件和環(huán)境邊界條件，探索結(jié)構(gòu)在撞擊荷載作用下的應變-破壞機理

高放廢液問題的妥善解決是事關核工業(yè)的安全高質(zhì)量發(fā)展。玻璃固化技術(shù)是目前國際上最先進的高放廢液處理技術(shù)，全球多個國家建立并成功運行了工程規(guī)模的高放廢液玻璃固化設施，積累了豐富的運行經(jīng)驗�！陡叻艔U液玻璃固化工程應用》一書比較全面系統(tǒng)地介紹了國內(nèi)外玻璃固化設施基本情況及其在運行方面積累的經(jīng)驗，對于提高我國的放射性廢物設施運行

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章為比例模化概述。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�；�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(shù)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(shù)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(jié)構(gòu)、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(jié)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(jié)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

本書從世界核電發(fā)展歷史出發(fā)，梳理了世界核電現(xiàn)狀，對世界上核電機組的分布情況進行了深入研究；梳理了我國核電發(fā)展的宏觀政策變化，并深入剖析了發(fā)展內(nèi)陸核電所面臨的特殊挑戰(zhàn)。核應急作為核安全縱深防御體系中的最后一道防線，有著關乎國家安全的戰(zhàn)略意義，對于未來發(fā)展核電有著舉足輕重的作用。書中深入探討了國內(nèi)外核設施核應急計劃區(qū)的確定