書主要對(duì)液態(tài)金屬冷卻反應(yīng)堆燃料和材料進(jìn)行較全面的介紹，內(nèi)容包括：液態(tài)金屬冷卻反應(yīng)堆簡(jiǎn)介(液態(tài)金屬冷卻反應(yīng)堆的發(fā)展歷史、冷卻劑優(yōu)缺點(diǎn)、世界各國(guó)的研發(fā)、設(shè)計(jì)及運(yùn)行現(xiàn)狀)、液態(tài)金屬冷卻反應(yīng)堆系統(tǒng)(熱工水力特性、能量的產(chǎn)生與輸送、熱工設(shè)計(jì)準(zhǔn)則、安全與事故管理)、液態(tài)金屬冷卻反應(yīng)堆燃料(堆芯和燃料組件、世界各國(guó)的燃料循環(huán)活動(dòng)、燃

本教材內(nèi)容主要包括反應(yīng)堆熱工水力計(jì)算的兩相流基本模型、兩相流型、空泡份額、兩相壓降、流動(dòng)不穩(wěn)定性、臨界流和壓力波傳播、池內(nèi)沸騰、流動(dòng)沸騰、臨界熱流密度、冷凝和核反應(yīng)堆兩相流動(dòng)換熱試驗(yàn)測(cè)量原理方法等方面的內(nèi)容。其中第1章介紹兩相流的基本概念、分析方法和宏觀物理量。第2-5章主要介紹兩相流動(dòng)分析的基本模型，兩相流型、空泡份

液態(tài)金屬冷卻反應(yīng)堆作為第四代核能系統(tǒng)之一，具有良好的核燃料增殖與核廢料嬗變潛力，擁有突出的經(jīng)濟(jì)性和安全性，被第四代核能系統(tǒng)國(guó)際論壇（GIF）認(rèn)為是有望率先實(shí)現(xiàn)工業(yè)示范化的堆型。液態(tài)金屬冷卻反應(yīng)堆熱工水力特性是研發(fā)和設(shè)計(jì)關(guān)注的重點(diǎn)。該書系統(tǒng)地介紹了歐盟框架下SESAME項(xiàng)目中液態(tài)金屬冷卻反應(yīng)堆熱工水力研究領(lǐng)域的新進(jìn)展，以

該書主要介紹了模塊式小型堆解釋定義、模塊式小型堆國(guó)內(nèi)外發(fā)展現(xiàn)狀。全面客觀分析了模塊式小型堆技術(shù)發(fā)展方向和技術(shù)發(fā)展路線，給出了中國(guó)模塊式小型堆發(fā)展路線圖建議，梳理了模塊式小型堆主要技術(shù)特點(diǎn)，提供了模塊式小型堆評(píng)估方法探討和模塊式小型堆應(yīng)用方向。編寫團(tuán)隊(duì)全面介紹了我國(guó)“十二五”期間國(guó)家能源局、國(guó)防科工局大力支持研發(fā)的模塊式

《輕水反應(yīng)堆材料老化》是一本介紹反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)材料老化降質(zhì)問題的專著。該書詳細(xì)地介紹了反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)材料在堆內(nèi)的應(yīng)用情況，以及結(jié)構(gòu)材料長(zhǎng)期服役過程中的性能退化行為、機(jī)理和影響因素，并且針對(duì)不同老化機(jī)理，結(jié)合實(shí)際案例進(jìn)行分析，探索部件失效的根本原因。該書收集整理了法國(guó)、美國(guó)、日本、瑞典等國(guó)家的輕水反應(yīng)堆重要設(shè)備、部件失效案例、破

本書全面介紹反應(yīng)堆物理、材料、設(shè)計(jì)、安全分析、驗(yàn)證、工程、施工和調(diào)試等技術(shù)，重點(diǎn)講述先進(jìn)的反應(yīng)堆堆芯材料、特殊制造技術(shù)、化學(xué)傳感器、在役檢測(cè)和模擬器等，在反應(yīng)堆設(shè)計(jì)方面著重介紹堆芯和冷卻劑回路、燃料處理、儀表和控制、能量轉(zhuǎn)換和安全殼系統(tǒng)等內(nèi)容，并列舉實(shí)際案例。

《RMC屏蔽模塊再開發(fā)與先進(jìn)減方差方法研究》主要介紹了RMC程序的屏蔽模塊開發(fā)，開發(fā)并完善了RMC程序的光子輸運(yùn)、中子-光子-電子耦合輸運(yùn)計(jì)算功能。同時(shí)，針對(duì)源收斂問題和方差不均勻問題，提出了多項(xiàng)先進(jìn)計(jì)算方法，實(shí)現(xiàn)了源收斂加速和全局減方差，使RMC程序具備高效精準(zhǔn)的堆芯物理計(jì)算和輻射屏蔽計(jì)算能力。同時(shí)，也進(jìn)行確定論算法

張作義，男，博導(dǎo)、教授，清華大學(xué)核研院院長(zhǎng)、總工。主持啟動(dòng)20萬(wàn)千瓦級(jí)高溫氣冷堆示范電站的科研工作，主持編制了國(guó)家科技重大專項(xiàng)高溫氣冷堆核電站總體實(shí)施方案，該方案于2008年2月經(jīng)國(guó)務(wù)院領(lǐng)導(dǎo)小組批準(zhǔn)實(shí)施，隨后任命為高溫氣冷堆核電站國(guó)家重大專項(xiàng)總設(shè)計(jì)師、專職技術(shù)責(zé)任人，領(lǐng)導(dǎo)世界首座固有安全的模塊式高溫氣冷堆核電站HTR-

本書主要內(nèi)容包括快中子反應(yīng)堆(簡(jiǎn)稱“快堆”)的基本原理和特點(diǎn)，以及主要技術(shù)用途；第四代核能系統(tǒng)及其目標(biāo)要求，先進(jìn)快堆概念、典型設(shè)計(jì)方案，國(guó)內(nèi)外先進(jìn)快堆研究計(jì)劃；先進(jìn)快堆的技術(shù)特點(diǎn)；與快堆匹配的乏燃料后處理以及閉式燃料循環(huán)體系的技術(shù)組成和發(fā)展現(xiàn)狀，先進(jìn)快堆和先進(jìn)閉式燃料循環(huán)發(fā)展的技術(shù)方向；未來(lái)基于快堆的先進(jìn)核能系統(tǒng)發(fā)展的

本書在簡(jiǎn)要回顧國(guó)內(nèi)外多種池式、殼式核供熱反應(yīng)堆的發(fā)展現(xiàn)狀，特別是NHR5低溫核供熱反應(yīng)堆的研究、設(shè)計(jì)、建造、運(yùn)行及NHR200-I型低溫核供熱反應(yīng)堆初步設(shè)計(jì)的基礎(chǔ)上，重點(diǎn)對(duì)NHR200-II型核供熱反應(yīng)堆的特點(diǎn)、主要參數(shù)、非能動(dòng)安全特性及與海水淡化裝置的多種耦合方案做了較為深入、系統(tǒng)和全面的介紹。NHR200-II型核