《数值核反应堆技术》介绍了我国自主研发的数值核反应堆原型系统CVR1.0的核心技术，包括数学物理建模、大规模并行算法与优化、软件实现及验证等。《数值核反应堆技术》内容充分反映了高性能计算与核反应堆技术紧密交叉的*新成果，并和欧美同类研究对标，具有前沿性。第1、2章综述数值核反应堆研究的现状和典型成果。第3章定量分析反应堆主要物理过程高保真数值模拟对计算资源和存储资源的需求。第4章介绍我国典型超级计算机的系统结构和编程技术。第5～10章介绍CVR1.0的关键核心技术、大规模并行软件系统的实现技术及具体算例。

《核辐射数字测量技术》首先介绍了核辐射信号中包含的核信息、核辐射测量系统的发展历史与现状等基础知识；然后重点介绍了核辐射数字化测量原理及系统结构、核辐射脉冲数据的采集、脉冲数据的预处理、核辐射测量与分析的实现及数字测量应用；最后对核辐射数字测量技术的前景进行了展望。《核辐射数字测量技术》可作为核辐射测量相关专业的研究生教材，也可作为核物理、放射性测量等相关专业学生的学习和参考用书，同时可供从事相关科研、生产、应用的工程技术人员阅读。

本书是一部英文版的物理学专著。本书的第2版具有与版相同的一般特征，简要说明了束流物理学原理和粒子加速器原理，并着重于数值示例的阐释.我们已经修订了每个部分，并以新的材料和图形、改进的符号以及新的或增强的计算机资源扩展了原讨论内容.我们还重新对书中内容进行了组织编排，并增加了一些新的章节.后者包括传递贴图的材料、束的热力学、包络匹配的其他方面、电子感应加速器共振和空间电荷的色散、闭合轨道和束流冷却.附录已被接近重组、修订和更新，现在包括了对地图符号 MARYLIE和粒子网络代码WARP的简短描述。

2011年福岛核事故发生后，对核电厂严重事故的分析及其缓解措施重新引发了业界的广泛关注。安全壳过滤排放系统作为重要的严重事故缓解措施之一，可通过过滤、排气、降压，防止安全壳发生超压失效，从而显著降低放射性物质大规模泄漏的可能性。本译著对核电厂安全壳过滤排放系统在全球主要核能国家的相关政策和应用现状进行了总结，阐述了该系统在不同国家的法规要求、操作程序和设计规范等，并详述了多种过滤排放技术的特点和优势，提供了较权威的技术资料与信息。

福岛核电站事故发生后，核能的安全性及核电的发展引起了社会的普遍关注。我国的核电产业经历停顿检查一年半之后终于迎来两个核电规划的公布，意味着我国核电建设正式重启。一直以来，我国高度重视核电风险管理，在法律法规建设、机构设立、安全技术应用、监测应急体系、核保险等方面都取得了一定成就。但是由于我国核电起步较晚，对核电风险的认识有待提高、核损害赔偿立法存在缺失、核安全监管和应急响应体系亟待加强，经济补偿和风险分散体系仍需完善。借鉴美法日等核电发达国家经验，本书提出增强全社会核风险意识、建立健全相关政策法规、加强核电站风险管理、建立完善核保险新模式、建立核巨灾准备金制度、提升核保险保障水平、完善核风险分散机制、充分发挥核保险的社会风险管理作用的建议。

《先进重水反应堆空间控制策略》以优选重水反应堆为研究对象，介绍了多种可用于大型商用核反应堆空间功率分布的控制器设计方法，并对每种控制方法的有效性进行了仿真验证。为了便于复杂系统控制器的设计，《先进重水反应堆空间控制策略》还介绍了高阶-多时间尺度复杂系统的分解技术。《先进重水反应堆空间控制策略》对当前比较流行的优选控制器设计方法进行了全面介绍，译著《先进重水反应堆空间控制策略》的目的是实现优选控制技术在大型商用核反应堆控制和运行过程中的应用。《先进重水反应堆空间控制策略》可作为核工程领域和自动控制领域控制技术学习人员的参考用书，也可以作为相关专业的科研人员参考用书。

《“新”核取证：出于安全目的的核材料分析》研究和分析了20世纪40年代以来核取证分析的学科发展，重点探讨了核材料及放射性材料分析在核武器研发与军备控制、防核扩散与核安全、核查与情报等国际和平与安全事务中的具体应用。《“新”核取证：出于安全目的的核材料分析》共分为两篇。第一篇介绍了出于安全目的的核取证方法，包括核取证分析过程、无机质谱和γ能谱测量技术、与核燃料循环及核爆炸爆后分析相关的核取证指纹特征。第二篇介绍了核取证应用实践，包括美国、苏联和瑞典的核取证发展历史，以及核取证分析在核军备控制与打击非法核交易方面的应用。

由于海洋核动力平台长期远离陆地，具有“孤岛式”运行的特点，外部环境复杂多变，具有一定的作业安全风险，并且其属于重要涉核设施，故障处理不当可能会造成严重的政治与社会影响。同时，海洋核动力平台属于民用核设施，服役周期约40年，海上故障维修费用昂贵，严重影响其稳定性及经济性。因此，需要围绕海洋核动力平台建立完善的智慧运维平台，实现海洋核动力平台的运行优化、故障报警、预测维修、远程专家支持等功能，有效提高海洋核动力平台的安全性与经济性。本书介绍了国家能源海洋核动力平台技术研发中心的示范工程，该工程在海洋核动力平台设计、建造、运维、退役全生命周期中贯穿智慧化设计与运维理念，融合数字孪生、大数据、云计算、机器学习等前沿技术，搭建基于工业模型库的“数值平台”，实现海核领域的智慧运维体系建设。

AP1000和华龙一号是具有****水平的第三代压水堆核电站的代表，AP1000和华龙一号核电站的工程首堆均在我国建造，其核岛关键设备包括压力容器、蒸汽发生器、异形整体锻造主管道、堆内构件、主泵等，上述关键设备的大型一体化设计和服役寿期延长对材料技术及其部件制造技术提出了严峻挑战。其中，压力容器508-3-1钢超大型锻件、蒸汽发生器用508-3-2钢及其大锻件、Inconel690合金传热管是我国首次研制，异形整体锻造316LN主管道和F6NM压紧弹簧锻件是国际首次研制。《核电站核岛关键设备材料技术》在可公开发表资料范围内，较为详细地介绍了我国自主研制上述核岛关键设备材料技术及其部件制造技术的过程，是迄今压水堆核岛关键设备材料工程技术前沿。

本书为“十三五”国家重点图书出版规划项目“核能与核技术出版工程·先进粒子加速器系列”之一。主要内容包括超快科学及相关技术基本概念，激光、X光和电子的性质及参数对比，千伏特超快电子衍射技术及典型应用，加速器中产生、测量及操控超快电子束的技术，兆伏特超快电子衍射及应用，兆伏特超快电子透镜及应用等。本书可供加速器专业师生及从事基于加速器的超快科学研究（如自由电子激光、同步辐射、电镜、超快电子衍射等）人员阅读参考。