核电项目前期工作时间长、环节多、专业广、难度大、政策性强，对业主单位的总体控制、协调和综合管理能力要求很高。为总结经验，积极推进我国核电建设又好又快又安全发展，更好地为核电项目公司（筹备处）开展前期工作提供科学指导和经验借鉴，使核电项目前期工作管理更加规范化、专业化，特编写本书。
本书系统深入地介绍了中子输运理论及其数值计算方法。全书分上、下两篇。上篇介绍中子输运问题的确定论计算方法，共6章。内容包括：中子输运方程、球谐函数方法、离散纵标方法、积分输运方法、多群扩散方程的数值解法及中子输运共轭方程和微扰理论。下篇介绍中子输运问题的模拟，共5章。内容包括：蒙特卡罗方法的基本原理、中子输运问题的蒙特卡罗模拟、蒙特卡罗多群中子输运计算、降低方差技巧和粒子输问题蒙特卡罗并行计算等。 本书可供核科学与技术领域中从事中子输运理论基础研究与数值计算研究的工程技术人员参考，也可作为高等院校核科学与工程专业硕士及博士研究生的学位课程或选修课程的教材。
本书专题介绍轻水堆核电厂燃料元件的设计与制造。全书详细介绍了轻水堆燃料元件基本概念，轻水堆燃料元件设计和制造的法规标准，压水堆和沸水堆燃料元件设计，压水堆和沸水堆燃料元件制造，燃料元件设计和制造中的质量保证以及轻水堆燃料元件的研究现状与发展。 本书可供从事核材料科研、生产和核电工程的技术人员和大专院校相关专业的师生参考，也可供关心核电的读者阅读。
本书是《核材料科学与工程》系列图书之一。 本书以核能工程的基础理论为先导，结合设计和安全的要求，并根据《核材料科学与工程》的内涵，把握微观与宏观、本征与外因间的联系，全面、系统而又概要地介绍了核材料的种类、功能、制造、性质和使用方面的基本知识及其间变化的规律。全书共分9部分，包括概述、原子核物理、核反应堆物理，核反应堆热工流体力学、核反应堆设计和安全的基本要求、核裂变反应堆材料、核聚变反应堆材料和空间核电源材料。 本书是一部关于核材料知识的导论，可供从事核材料及其相关专业的科研、生产及管理人员学习参考之用；也可作为高等院校有关专业的师生和新参加核材料专业工作的人员了解核材料概貌的入门读物。
本书简要介绍了磁约束和惯性约束聚变反应堆的基本概念以及聚变堆材料的特殊问题和壁结构，并以国际热核实验堆（ITER）的候选材料为重点，着重介绍了壁结构材料、面向等离子体材料、高热流密度部件材料、氚增殖材料、绝缘材料和超导材料；并简单介绍了冷却介质、中子倍增材料、慢化剂和反射层以及防护材料。 本书对从事反应堆材料研究特别是聚变堆设计和材料研究的科技人员以及相关材料专业的大学本科生和研究生都有参考价值。
核电项目前期工作时间长、环节多、专业广、难度大、政策性强，对业主单位的总体控制、协调和综合管理能力要求很高。为总结经验，积极推进我国核电建设又好又快又安全发展，更好地为核电项目公司（筹备处）开展前期工作提供科学指导和经验借鉴，使核电项目前期工作管理更加规范化、专业化，特编写本书。
本书是《核材料科学与工程》系列图书之一。 本书以核能工程的基础理论为先导，结合设计和安全的要求，并根据《核材料科学与工程》的内涵，把握微观与宏观、本征与外因间的联系，全面、系统而又概要地介绍了核材料的种类、功能、制造、性质和使用方面的基本知识及其间变化的规律。全书共分9部分，包括概述、原子核物理、核反应堆物理，核反应堆热工流体力学、核反应堆设计和安全的基本要求、核裂变反应堆材料、核聚变反应堆材料和空间核电源材料。 本书是一部关于核材料知识的导论，可供从事核材料及其相关专业的科研、生产及管理人员学习参考之用；也可作为高等院校有关专业的师生和新参加核材料专业工作的人员了解核材料概貌的入门读物。
《核安全文化理论与实践》是关于核安全文化理论与实践总结的著作。本书对文化、企业文化、安全文化、安全生产五要素等进行了介绍和论述；较全面分析总结了安全基本理论、一般工业安全和核安全的主要问题；系统梳理介绍了国际原子能机构关于安全文化的相关论述；对核安全文化建设的相关问题进行了分析、归纳和总结；讨论了核安全文化建设测量与评价，构建了核安全文化测量与评价的模型；对大亚湾核电厂的安全文化建设的经验教训进行了较为系统、详细的分析和总结。 《核安全文化理论与实践》理论与实践相结合，可供核工业和一般工业安全生产监督管理人员、科技工作者和大专院校相关专业师生参考，也可为相关涉核单位安全文化建设提供帮助和支持。
本书共分九章：章是概述，简要介绍了核电站；第二章介绍核辐射探测原理和探测方法；第三章至第六章介绍不同测量目的所采用的没量系统和测量技术；第七章介绍核电站辐射实验室分析系统；第八章介绍核电站个人剂量监测系统，第九章表面沾污监测系统。 本书可作为大学“核工程与核技术”专业的本科生、研究生和从事核辐射测量与辐射防护的工程技术人员及管理人员的参考书。
本书为大亚湾核电站生产管理丛书的个分册。本书全面、系统地介绍核电站的技术管理，既有理论分析又有大亚湾核电站的实践经验总结。主要内容包括设备管理、工程改造、中长期技术改进、物项替代与商品化、核燃料管理、在役检查、性能试验、计量管理、技术文件管理和其他技术活动管理等。 本书适合核电站以及电力系统生产人员和管理人员阅读，也可作为大型企业管理人员的参考书。
《快堆安全分析》以中国实验快堆为分析对象，比较全面深入地介绍了钠冷快堆的安全特性和安全分析知识。全书共分为7章，主要内容包括：钠冷快堆的安全特征、固有安全性及安全设施、典型事故分析、概率安全分析以及历史上所发生的钠冷快堆事故的回顾。 《快堆安全分析》可供中国实验快堆运行人员作为基础知识培训使用，也可供快堆设计人员和大专院校有关专业的师生参考。
核聚变是集等离子体物理与核聚变工程于一体的巨大的科学技术知识体系。经过五十余年人类共同的努力，现在到了展望其应用的时代。为了实现为人类提供取之不尽、用之不竭的清洁能源的目标，人类还要付出巨大的努力。作者在为等离子体所年轻工作人员和博士生授课教材的基础上，撰写了此书，全书共分17章，总结了与核聚变有关的等离子体原理及核聚变工程技术，并对聚变能未来的发展进行了展望。 本书可供从事核聚变及高温等离子体专业的科研人员及研究生参考，也可供对人类能源发展前景感兴趣的读者阅读。
本书专题介绍轻水堆核电厂燃料元件的设计与制造。全书详细介绍了轻水堆燃料元件基本概念，轻水堆燃料元件设计和制造的法规标准，压水堆和沸水堆燃料元件设计，压水堆和沸水堆燃料元件制造，燃料元件设计和制造中的质量保证以及轻水堆燃料元件的研究现状与发展。 本书可供从事核材料科研、生产和核电工程的技术人员和大专院校相关专业的师生参考，也可供关心核电的读者阅读。
《核反应堆安全演化简史》从核反应堆安全的起源与发展讲起，研究了核反应堆安全的困境与新生，并对21世纪的新挑战进行了梳理。《核反应堆安全演化简史》共包括原子里的秘密、核安全之滥觞、早期的核安全策略、狂飙突进中的争议、风险的度量和评价、三哩岛的遗产、切尔诺贝利的阴影、“9·11”的冲击、福岛后的改进和核安全认识论十个章节。 《核反应堆安全演化简史》资料丰富，用编年史的方式系统回顾了核反应堆安全的演变历程，深入考察了纵深防御、设计基准、质量保证、概率风险分析、安全目标、安全文化等一些基本概念和理念，对从事核能的同志，是一部很好的参考书，对社会公众，也是一部很好的科普读物。
本书专题介绍轻水堆核电厂燃料元件的设计与制造。全书详细介绍了轻水堆燃料元件基本概念，轻水堆燃料元件设计和制造的法规标准，压水堆和沸水堆燃料元件设计，压水堆和沸水堆燃料元件制造，燃料元件设计和制造中的质量保证以及轻水堆燃料元件的研究现状与发展。 本书可供从事核材料科研、生产和核电工程的技术人员和大专院校相关专业的师生参考，也可供关心核电的读者阅读。
