本书为“先进核反应堆技术丛书”之一。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技术方向以及先进快堆在特种动力领域的拓展用途。本书可供从事核工程相关工作，尤其是从事快堆工程、核燃料循环体系发展以及规划政策制定等相关工作的技术和研究人员参考。

本书为“先进核反应堆技术丛书”之一。该书主要介绍了浮动核电站技术特点和应用需求，以及国内外浮动核电站研发及应用情况。主要内容包括中国核动力研究设计院针对我国大规模海上能源需求，如渤海湾稠油热采、南海岛礁供能等设计研发的浮动核电站型号ACP100S的总体设计、堆芯设计、反应堆系统与设备设计，平台系统与设备设计，安全分析，严重事故对策与应急策略，浮动核电站运行分析，浮动核电站经济性分析等内容。通过上述内容呈现了浮动核电站的概貌及其特殊性，为读者了解和认识浮动核电站提供了便利。本书是国内首本系统介绍浮动核电站设计的书籍，阐述了从陆上核电站转向海上核电站带来的设计挑战，填补了国内浮动核电站书籍出版的空白，可供核反应堆科研和工程技术人员在设计中参考，也适合高校相关专业研究生学习使用。

本书为“先进核反应堆技术丛书”之一。本书聚焦极具潜力的第四代核电系统堆型——液态金属冷却快堆的基本原理和工程技术，以钠冷快堆和铅基快堆这两种目前国际上的主流发展堆型为主要参考对象，介绍了包括中子学、燃料与材料、液态金属冷却剂、热工流体力学、屏蔽与辐射防护、系统与设备、仪控与供电系统、安全分析、瞬态设计与分析等方面的内容。此外，本书还就液态金属冷却快堆电站涉及的关键设备、系统和运行工况进行了介绍，点面结合，使读者能较全面地了解液态金属冷却快堆的技术原理和发展情况。本书可作为高等院校核科学与工程相关专业、学科的研究生教材，也可供从事液态金属冷却快堆的科研人员和工程技术人员参考。

本书为“先进核反应堆技术丛书”之一。本书在简要回顾国内外多种池式、壳式核供热反应堆的发展现状，特别是NHR5低温核供热反应堆的研究、设计、建造、运行及NHR200-I型低温核供热反应堆初步设计的基础上，重点对NHR200-II型核供热反应堆的特点、主要参数、非能动安全特性及与海水淡化装置的多种耦合方案做了较为深入、系统和全面的介绍。NHR 200-II型核供热堆采用了NHR5低温核供热堆实 际验证过的先进理念和一系列先进技术，包括一体化布置、全功率自然循环、内置式水力驱动控制棒、非能动余热排出等，具有更高的设计压力和温度，在供热的同时也具备提供工业蒸汽的能力。本书从纵深防御角度分析了低温核供热堆安全方面的多重防 护措施和如何确保消除设计扩展工况，论证了低温核供热堆的高可靠性和安全性。对于核能供热和核能海水淡化相关领域的各级领导、专家和技术人员，核供热反应堆领域的设计和研究人员以及高等院校相关专业的师生来说，本书具有重要的参考价值。

本书为“先进核反应堆技术丛书”之一。小型反应堆在结构、系统设置上都存在许多创新性的设计，其运行控制较商用大型核电厂反应堆有较多不同之处，因此需要满足一些新的要求。智能控制作为一种新的控制手段，正适应了小型反应堆研发的需求。本书以小型反应堆中研究数量最多的小型压水堆为研究对象，从其运行控制特点和控制需求入手，介绍反应堆智能运行控制发展现状、反应堆智能控制研究方向、小型压水反应堆控制器设计概况、控制器智能优化算法设计、控制对象和控制系统智能仿真建模、小型反应堆自主控制系统设计等方面的内容。 本书是国内首本针对小型压水堆系统地阐述如何应用智能控制技术解决相关控制问题的著作，适合核反应堆工程及科研人员在进行工程设计时参考，也可供高校及科研院所相关专业研究生学习使用。

本书为“先进核反应堆技术丛书”之一。本书涵盖了从初始燃料混合物的储存到反应堆运行产生的废气废水向环境排放前的再处理等内容，详细探讨了热核反应堆氚工艺的所有过程，包括初始燃料混合物的储存及其入堆方法，等离子体室工作气体的化学净化，实现氘、氚燃料循环的氢同位素分离，等离子体室中氚的提取，废气、废水的去污处理工艺，保护工作人员、居民和环境不受氚排放造成的危害等。最后还探讨了氢同位素分离、气体除氚净化、水的除氚等系统的运行工况动力学及系统的稳态工况模拟等问题。本书对我国从事热核反应堆相关工作的科技人员具有重要的借鉴意义，可供相关专业高校师生及核能工程技术人员参考。

本书为“先进核反应堆技术丛书”之一。本书比较全面、深入地介绍了基于核燃料闭式循环的新型核燃料嬗变装置——加速器驱动次临界系统的基本概念、技术特点和发展现状。主要内容包括嬗变反应堆中子学基础，ADS用加速器、散裂靶和ADS次临界反应堆的物理学基础、技术特性和典型设计方案。本书着重讨论了新型嬗变反应堆的设计原理，并给出了相关重要设计参数和数据，以便于读者深入理解新型嬗变系统所涉及的各种关键技术问题。本书可供从事核反应堆设计的工程技术人员和高校相关专业师生以及从事ADS工作的技术人员参考，也适合关心核能可持续发展的人士阅读。

本书为“先进核反应堆技术丛书”之一。本书通过讲述世界托卡马克实验装置、国际热核实验堆的发展和主要特性，以及人类终极能源聚变能发展的重要性和面临的巨大挑战，并结合物理与工程，使读者能比较全面地了解托卡马克聚变技术的原理和发展前景。主要内容包括托卡马克基本原理、物理基础、国内外托卡马克聚变进展、未来聚变工程示范堆重大的科学问题、建设工程示范堆的技术挑战、聚变堆材料及聚变能源发展前景展望等八个方面。本书可作为高等院校核科学与工程相关专业的本科生和研究生教材，也可供从事托卡马克聚变堆研究的科研人员和工程技术人员参考。

《核工程材料腐蚀与防护》主要介绍了重大核工程概况及其特点和腐蚀环境等内容。该书具体阐述了核工程材料，包括化学腐蚀、电化学腐蚀、辐照腐蚀等在内的腐蚀及其防护的基础理论、腐蚀过程的热力学和动力学特性，材料腐蚀的自发性、普遍性和严重性，核燃料生产前处理、后处理和放射性废物处理过程中的腐蚀与防护；详细介绍了各类核反应堆特殊的腐蚀环境、关键部件及重要配套材料的腐蚀类型与防护措施；概括了核工程中普遍采用的防蚀技术；最后介绍了核工程材料腐蚀试验方法。《核工程材料腐蚀与防护》是针对核工程材料腐蚀与防护问题为核工业研究生部学生编写的教材，内容全面、系统、精练，也可供核工业系统设计、研究和现场工作人员及相关院校师生参考。

新一代核反应堆将在未来几年内开始发电。这些新型反应堆相对较小，并且可能是更好地实现气候目标、无碳排放和无温室效应的关键。联合国核合作组织国际原子能机构（IAEA）认为，如果核反应堆的发电量低于300兆瓦，那么它就是小型核反应堆。在本书中，我们简要介绍了第四代（GEN-IV）电站，或者它们也被称为小型模块化反应堆（SMRs）。还讨论了微型核反应堆在能源电力、陆地领域和空间探索，未来的太空探索，以及其在军事中的需求和实施。本书适合从事创新型核反应堆系统的设计人员，特别是希望开展微小型模块化反应堆相关工作的设计人员研究使用，也可供从事相关课题研究的学生与高校教师，以及希望初步了解第四代反应堆系统工作原理、发展现状与应用前景的学者参考。