本专著针对外力场环境海基核能动力装置强迫循环热工水力学问题，详细介绍了外力场环境强迫循环热工水力实验和理论方法，介绍了外力场环境对强迫循环工况下流动传热、流动失稳和沸腾临界等热工水力行为的影响特性，是我国首次全面、系统、深入地开展外力场环境对反应堆安全性和可靠性影响研究，是提高海上核动力平台、浮动式核电站反应堆综合性能

本书共有10章。第1章为比例模化概述。第2章详细阐述了目前比较常用的比例模化方法。第3章详细讲解了现象识别与排序表。第4章介绍了自然循环现象的比例模化分析过程。第5章至第7章分别针对小破口失水事故、大破口失水事故及蒸汽发生器传热管破损事故进行了模化分析。第8章介绍了分数模化法的应用。第9章阐述了几种典型的热工水力现象的

核动力厂安全分析用计算机软件是核动力厂安全分析的重要工具，对安全分析软件的适用性进行评价是核动力厂安全监管的基础工作之一。安全分析软件的审查、评价是一项技术复杂、难度较大的工作。国家核安全局在2018年正式启动了自主化安全分析软件评价工作，但是具有可操作性的、可直接指导技术评价的方法尚未形成，使得安全分析软件的评价工作

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。

本书分为三个部分：智能科学与因素思维(第2-5章)；因素思维与智能系统故障分析理论(第6-11章)；系统状态的智能分析方法(第12-15章)。具体包括因素驱动与东方思维、数据-因素-算勛-算法作用和关系、人和人工智能系统的概念形成、因素空间与人工智能样本选择、空间故障树与因素空间、系统可靠-失效模型与智能实现、人工智能

1986年发生的切尔诺贝利核泄漏事故震惊世界，成为意义复杂的全球性文化符号。哈佛大学乌克兰史讲席教授沙希利·浦洛基在本书中，利用新近公开的政府档案，结合大量目击者的访谈素材，详尽而富有条理地叙述了切尔诺贝利事件的背景、起因、过程、后续，及其对人类、对自然、对国际社会所造成的深远影响。全书涉及400多个人物

本书以压水堆核动力装置作为主要对象，介绍热工水力的基本概念、基本理论和计算、分析方法。全书共11章，包括核能与反应堆发展概况、热工水力分析的任务，堆芯材料和热源分布，热工水力学的理论基础，反应堆内稳态与正常瞬态热工分析，蒸汽发生器和稳压器的热工分析，核动力装置内的水力分析，反应堆稳态及正常瞬态热工设计和分析，海洋和机动

本书共分八章，包括反应堆物理基础、中子动力学方程、次临界反应堆中子增殖特性、偏离临界反应堆中子增殖特性、中子动力学方程数值解法等。

热管冷却反应堆(简称“热管堆”)具有系统简洁、运行可靠、续航能力强等优点,能够有效解决微小型核动力装备的能源动力问题。《丝网芯钠热管反应堆多尺度输热机理研究》围绕热管堆输热这一关键问题,从微观丝网吸液芯传热到宏观热管传热,再到整个热管堆系统传热三个不同层次开展理论和实验研究。解析了热管毛细微观机理与宏观热质输运特性,构

"本书为核动力相关堆芯测量教材，书中介绍了通用性压水堆的测量原理及检测技术的有关内容。 全书共分为7章，系统地阐述了压水堆的中子注量率、堆芯冷却剂温度、压力容器液位以及控制棒棒位的检测原理、检测技术以及测点布置，并从反应堆检测的高可靠性和反应堆仪表的安全性要求出发介绍了仪表的可靠性分析和设计的原则。各章均含有详尽的举例