全书共分为8章。第1章介绍了高能X射线照相的基本原理、装置的发展及国内外研究概况。第2章介绍了高能X射线闪光照相技术涉及的射线与物质相互作用的各种物理过程。第3章论述了由电子束击靶所产生的轫致辐射源的性能、光源尺寸与能谱的测量方法。第4章介绍了图像探测系统，包括屏-片接收系统和CCD接收系统。第5章对高能X射线闪光照相系统的散射问题作了详细论述和解析推导，重点讨论了降低散射与扣除散射的方法和技术。第6章阐述了实验布局优化的物理思想。第7章介绍了用于高能X射线照相的图像复原技术，主要涉及图像处理中的去噪声、去模糊、边缘检测方法。第8章介绍了密度重建方法及其在X射线照相中的应用。

本书基于中法三院（中国工程院、法国国家技术院、法国科学院）对核能领域的联合研究成果，详细分析了核能发展进程、安全性、面临的挑战及可能的解决措施，内容涉及放射性废物管理、先进核能系统的开发与部署、新项目融资及投资控制，以及公众对核电安全日益提高的要求等，对核能未来发展提出了意见和建议，将有效促进核能的健康发展和进一步提升中法两国对世界核能技术发展的贡献。

《气溶胶过滤》摒弃了传统专著中对气溶胶过滤原理的过多介绍，着重介绍了从纤维丝到过滤器的加工工艺全过程，突出了新型纤维过滤器的生产工艺和加工技术，并将纤维的特征参数与纤维过滤器的设计紧密联系在一起，帮助读者树立一个全局观，让读者能够从能量一效率方面更好地理解过滤器的性能，为国防工业和核动力装置中纤维过滤器的设计提供的理论支撑。根据理论分析和实验研究，书中汇总了纤维介质的压降计算模型，提供了多种评估压降的计算方法，并探讨了介质的非均匀性以及褶皱参数对压降的影响。该书考虑了多种气溶胶颗粒与纤维丝之间的作用机制，并耦合流体绕丝的流场分析，给出了单纤维丝对气溶胶过滤效率的计算模型，论述了过滤器在线运行过程中的性能变化以及过滤寿命问题，包括过滤器堵塞、疏水和再夹带等问题。《气溶胶过滤》主要面向从事复杂动力系统及武器装备系统的设计、研究、制造等工作的科研人员、工程技术人员和高校师生，以及从事气溶胶过滤机理研究、新型纤维材料研发的科研工作者。

本书为“先进核反应堆技术丛书”之一。本书从海洋核动力平台安全设计的基本方法、原则和原理出发，对海洋核动力平台安全问题进行了全方位的研究。主要内容包括海洋核动力平台的安全研究的总目标和基本原则、临界安全与反应性控制、热工安全与堆芯冷却、辐射防护与屏蔽设计、海洋核动力结构力学设计、固有安全设计、耐事故能力设计、平台总体布置、严重事故预防与缓解、征兆导向应急事故规程、海上核动力平台核应急和倾斜摇摆影响分析等。本书可供广大核动力科学爱好者阅读了解，是我国广大有志于从事海洋核动力平台设计工作的研究生和已经从事设计工作的工程科研人员不可多得的参考资料与工具书。

本书为“先进核反应堆技术丛书”之一。主要内容包括快中子反应堆（简称“快堆”）的基本原理和特点，以及主要技术用途；第四代核能系统及其目标要求，先进快堆概念、典型设计方案，国内外先进快堆研究计划；先进快堆的技术特点；与快堆匹配的乏燃料后处理以及闭式燃料循环体系的技术组成和发展现状，先进快堆和先进闭式燃料循环发展的技术方向；未来基于快堆的先进核能系统发展的技术方向以及先进快堆在特种动力领域的拓展用途。本书可供从事核工程相关工作，尤其是从事快堆工程、核燃料循环体系发展以及规划政策制定等相关工作的技术和研究人员参考。

本书为“先进核反应堆技术丛书”之一。该书主要介绍了浮动核电站技术特点和应用需求，以及国内外浮动核电站研发及应用情况。主要内容包括中国核动力研究设计院针对我国大规模海上能源需求，如渤海湾稠油热采、南海岛礁供能等设计研发的浮动核电站型号ACP100S的总体设计、堆芯设计、反应堆系统与设备设计，平台系统与设备设计，安全分析，严重事故对策与应急策略，浮动核电站运行分析，浮动核电站经济性分析等内容。通过上述内容呈现了浮动核电站的概貌及其特殊性，为读者了解和认识浮动核电站提供了便利。本书是国内首本系统介绍浮动核电站设计的书籍，阐述了从陆上核电站转向海上核电站带来的设计挑战，填补了国内浮动核电站书籍出版的空白，可供核反应堆科研和工程技术人员在设计中参考，也适合高校相关专业研究生学习使用。

本书为“先进核反应堆技术丛书”之一。本书聚焦极具潜力的第四代核电系统堆型——液态金属冷却快堆的基本原理和工程技术，以钠冷快堆和铅基快堆这两种目前国际上的主流发展堆型为主要参考对象，介绍了包括中子学、燃料与材料、液态金属冷却剂、热工流体力学、屏蔽与辐射防护、系统与设备、仪控与供电系统、安全分析、瞬态设计与分析等方面的内容。此外，本书还就液态金属冷却快堆电站涉及的关键设备、系统和运行工况进行了介绍，点面结合，使读者能较全面地了解液态金属冷却快堆的技术原理和发展情况。本书可作为高等院校核科学与工程相关专业、学科的研究生教材，也可供从事液态金属冷却快堆的科研人员和工程技术人员参考。

本书为“先进核反应堆技术丛书”之一。本书在简要回顾国内外多种池式、壳式核供热反应堆的发展现状，特别是NHR5低温核供热反应堆的研究、设计、建造、运行及NHR200-I型低温核供热反应堆初步设计的基础上，重点对NHR200-II型核供热反应堆的特点、主要参数、非能动安全特性及与海水淡化装置的多种耦合方案做了较为深入、系统和全面的介绍。NHR 200-II型核供热堆采用了NHR5低温核供热堆实 际验证过的先进理念和一系列先进技术，包括一体化布置、全功率自然循环、内置式水力驱动控制棒、非能动余热排出等，具有更高的设计压力和温度，在供热的同时也具备提供工业蒸汽的能力。本书从纵深防御角度分析了低温核供热堆安全方面的多重防 护措施和如何确保消除设计扩展工况，论证了低温核供热堆的高可靠性和安全性。对于核能供热和核能海水淡化相关领域的各级领导、专家和技术人员，核供热反应堆领域的设计和研究人员以及高等院校相关专业的师生来说，本书具有重要的参考价值。

本书为“先进核反应堆技术丛书”之一。本书涵盖了从初始燃料混合物的储存到反应堆运行产生的废气废水向环境排放前的再处理等内容，详细探讨了热核反应堆氚工艺的所有过程，包括初始燃料混合物的储存及其入堆方法，等离子体室工作气体的化学净化，实现氘、氚燃料循环的氢同位素分离，等离子体室中氚的提取，废气、废水的去污处理工艺，保护工作人员、居民和环境不受氚排放造成的危害等。最后还探讨了氢同位素分离、气体除氚净化、水的除氚等系统的运行工况动力学及系统的稳态工况模拟等问题。本书对我国从事热核反应堆相关工作的科技人员具有重要的借鉴意义，可供相关专业高校师生及核能工程技术人员参考。

本书为“先进核反应堆技术丛书”之一。本书比较全面、深入地介绍了基于核燃料闭式循环的新型核燃料嬗变装置——加速器驱动次临界系统的基本概念、技术特点和发展现状。主要内容包括嬗变反应堆中子学基础，ADS用加速器、散裂靶和ADS次临界反应堆的物理学基础、技术特性和典型设计方案。本书着重讨论了新型嬗变反应堆的设计原理，并给出了相关重要设计参数和数据，以便于读者深入理解新型嬗变系统所涉及的各种关键技术问题。本书可供从事核反应堆设计的工程技术人员和高校相关专业师生以及从事ADS工作的技术人员参考，也适合关心核能可持续发展的人士阅读。