本书是“核能与核技术出版工程”之一。本书第一次比较系统地介绍了俄罗斯（含苏联时期）研发核火箭发动机的基本情况。主要内容包括苏联和美国研制核火箭发动机的历史概况，核火箭发动机的组成与不同类型发动机的比性能，装备固相反应堆的核火箭发动机的实物试验、核发电装置的计算原理与设计依据，装备气相反应堆的核火箭发动机和核发电装置，核火箭发动机和核发电装置的其他方案，空间核发动机和核发电装置应用前景等。本书对我国从事相关研究的科技人员具有重要的借鉴意义，既可供高校广大师生阅读，也可作为航天和核能工程技术领域专业技术人员的参考资料。

本课题在蒙卡高保真耦合模拟和随机介质精细计算方面取得了方法上的创新以及程序计算能力的突破，不仅使RMC程序在反应堆全寿期高保真模拟和随机介质精细计算方面的研究达到了先进水平，同时也具有明确的工程应用价值。

本书系统总结了作者课题组在分布式柔性触觉传感阵列的结构设计、力学建模、微制造工艺、测试技术及应用等方面的研究成果。全书共8章，第1章介绍了柔性触觉传感技术领域的发展历程、研究现状与发展趋势，提出了柔性触觉传感技术方面存在的若干问题和挑战；第2～4章详细阐述了电容式柔性触觉传感阵列的结构设计与力学解析建模方法；第5章结合内嵌微四棱锥台介电层的电容式柔性触觉传感阵列结构，介绍了触觉传感阵列的微制造工艺、性能测试及机器人手装载的抓取操作应用；第6章提出了基于导电橡胶的柔性触滑觉复合传感阵列的结构设计，以用于物体抓取过程中的滑移与触觉力检测；第7章和第8章建立了柔性触滑觉传感阵列的束状微梁滑移力学模型，分析了初始滑移和整体滑动阶段传感阵列与物体接触区域的力学特性，并开展了滑移检测与物体表面识别的应用研究。

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。

本书反映了国家自然科学基金委员会面上项目“锆石晶格固核（Pu，NP）机理与稳定性研究”（42172050）及西南科技大学新能源与核环境材料研究团队多年来在人工合成矿物固化放射性核素领域的主要研究成果。本书分为放射性废物概述、锆石作为锕系核素固化基材的判据、人工合成锆石固化体的方法（微波烧结、熔盐法、溶胶-凝胶法等）、人工合成锆石固化核素（三价、四价模拟锕系核素）行为与机理、人工合成锆石的稳定性评价（化学稳定性、辐照稳定性、数值模拟）等五部分。研究结果对促进我国人工合成矿物（陶瓷）固化高放废物的科学研究与工程实践具有重要的理论和实际意义。《BR》本书注重基础理论与实验探索并行，章节安排合理、层次分明，写作深入浅出、逻辑性强。可作为从事放射性废物管理、人工合成矿物（陶瓷）固化、环境放射化学等方面的专业技术人员、管理人员的参考书，也可作为高等学校教师和研究生的专业教材。

本书是英国帝国理工大学出版社系列丛书《工程材料》（MaterialsforEngineering）的第一卷。作者为俄罗斯V.G.Khlopin镭研究所的BorisE.Burakov，英国谢菲尔德大学的MichaelI.Ojovan和英国帝国理工学院的WilliamE.Lee。《BR》本书总结使用晶体材料（如晶体陶瓷和大单晶）对锕系核素进行固化的方案和目前的操作。内容包括：描述锕系的基本物理和化学性能的应用领域及其危险性；系统地介绍锕系核废料固化、生产含锕系的耐久晶体材料的合成方法，以及实用分析技术、离子轰击和掺杂短寿命核素的方法及实验分析；简述含锕系材料的潜在应用价值。

《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。

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。

《“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。

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。