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本书为先进核反应堆技术丛书之一。本书聚焦极具发展潜力的第四代核能系统候选堆型铅铋合金冷却反应堆的基本原理和工程技术。以铅铋合金冷却反应堆为代表的铅基快堆是目前国际上的主流发展堆型，本书介绍了与铅铋合金冷却反应堆相关的反应堆物理、热工安全、燃料材料、系统设备、源项屏蔽以及设计规范等内容。此外，本书对该堆型的技术特点、发展

本教材内容主要包括反应堆热工水力计算的两相流基本模型、两相流型、空泡份额、两相压降、流动不稳定性、临界流和压力波传播、池内沸腾、流动沸腾、临界热流密度、冷凝和核反应堆两相流动换热试验测量原理方法等方面的内容。其中第1章介绍两相流的基本概念、分析方法和宏观物理量。第2-5章主要介绍两相流动分析的基本模型，两相流型、空泡份

液态金属冷却反应堆作为第四代核能系统之一，具有良好的核燃料增殖与核废料嬗变潜力，拥有突出的经济性和安全性，被第四代核能系统国际论坛（GIF）认为是有望率先实现工业示范化的堆型。液态金属冷却反应堆热工水力特性是研发和设计关注的重点。该书系统地介绍了欧盟框架下SESAME项目中液态金属冷却反应堆热工水力研究领域的新进展，以

该书主要介绍了模块式小型堆解释定义、模块式小型堆国内外发展现状。全面客观分析了模块式小型堆技术发展方向和技术发展路线，给出了中国模块式小型堆发展路线图建议，梳理了模块式小型堆主要技术特点，提供了模块式小型堆评估方法探讨和模块式小型堆应用方向。编写团队全面介绍了我国“十二五”期间国家能源局、国防科工局大力支持研发的模块式

《轻水反应堆材料老化》是一本介绍反应堆结构材料老化降质问题的专著。该书详细地介绍了反应堆结构材料在堆内的应用情况，以及结构材料长期服役过程中的性能退化行为、机理和影响因素，并且针对不同老化机理，结合实际案例进行分析，探索部件失效的根本原因。该书收集整理了法国、美国、日本、瑞典等国家的轻水反应堆重要设备、部件失效案例、破

本书全面介绍反应堆物理、材料、设计、安全分析、验证、工程、施工和调试等技术，重点讲述先进的反应堆堆芯材料、特殊制造技术、化学传感器、在役检测和模拟器等，在反应堆设计方面着重介绍堆芯和冷却剂回路、燃料处理、仪表和控制、能量转换和安全壳系统等内容，并列举实际案例。

《RMC屏蔽模块再开发与先进减方差方法研究》主要介绍了RMC程序的屏蔽模块开发，开发并完善了RMC程序的光子输运、中子-光子-电子耦合输运计算功能。同时，针对源收敛问题和方差不均匀问题，提出了多项先进计算方法，实现了源收敛加速和全局减方差，使RMC程序具备高效精准的堆芯物理计算和辐射屏蔽计算能力。同时，也进行确定论算法

张作义，男，博导、教授，清华大学核研院院长、总工。主持启动20万千瓦级高温气冷堆示范电站的科研工作，主持编制了国家科技重大专项高温气冷堆核电站总体实施方案，该方案于2008年2月经国务院领导小组批准实施，随后任命为高温气冷堆核电站国家重大专项总设计师、专职技术责任人，领导世界首座固有安全的模块式高温气冷堆核电站HTR-

本书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