本书为先进核反应堆技术丛书之一。书中结合科学研究与技术开发，从多个维度全面深入地探讨了熔盐堆的科学技术体系，详细阐述了熔盐堆的背景与意义、物理与化学特性、热工水力与安全特性、基于熔盐的高温核热梯级利用，以及支撑熔盐堆的冷却剂技术、燃料技术、材料技术、设备与系统技术、后处理技术等。本书理论与实践结合，体系严整、内容翔实，

本手册适用于核动力厂和研究堆核安全相关的术语、缩略语，一般不包括核物理基本术语(如衰变、裂变、放射性核素等)和其他特殊专业(如气象学、医学、计算学等领域)的术语，共计术语1040项，英文缩略语447项。本手册中所述核设施一般适用于核动力厂和研究堆，不包括核燃料循环以及放射性废物处理、贮存、处置等其他核设施。本手册中所述

本书重点介绍了作者黄彦平作为四代核能系统国际论坛超临界水冷反应堆系统指导委员会国际主席的七年对国际超临界水冷反应堆系统研发关键结果的总结，包含了中国在内的所有成员国的超临界水冷反应堆技术方案和设计考量，以及超临界水冷反应堆国际社会在物理、材料、化学、系统集成及运行技术方面对该堆型研究设计的关键结论，特别给出了该型核能动

我国能源需求处于高速增长的时代，在解决我们日益增长的能源需求与保护环境可持续发展的矛盾之间，核能将扮演不可替代的作用。超临界水冷堆是其中的典型代表之一，它具有机组热效率高、系统简化、技术基础好、核燃料利用率高等诸多优点而被GIF组织推荐为六种最具研发前景的第四代核能系统候选堆型之一。同时，超临界水冷堆作为水堆发展的未来

随着科学技术的不断发展，核电已成为世界能源的重要组成部分。目前，国际上已进入第四代核能系统的发展阶段。第四代核能系统是指正在运行的最新型的先进轻水堆及其后续堆型，他们不仅仅是作为发达国家的替代堆型，而且是瞄准未来能源需求将大幅增长的发展中国家的下一代核能系统。在六种第四代核能系统概念中，有半数(即三个)为快中子增殖堆。

本书系统介绍了国际原子能机构(IAEA)的INPRO评估方法、第四代核能系统国际论坛(GIF)的评估方法以及美国能源部(DOE)的评估实践等相关的堆型评估方法，并针对我国先进堆型技术研发与评估需求，重点阐述了中国先进堆型综合评估方法。本书涵盖多个领域和学科，可为读者提供深入了解核能可持续发展及堆型综合评估的专业知识和实

本书系统回顾了小型模块化反应堆的发展历程，总结了近年来小型模块化反应堆的技术发展趋势，深入浅出地分析了小型模块化反应堆在布置、建设和公众接受程度等方面的优劣性。全书共10章，首先介绍了核能发展所遵循的基本原则，并结合核能的发展历程对小型模块化反应堆的优劣性进行了评估；然后，将小型模块化反应堆的特点和当下的能源需求相结合

孙寿华，男，研究员，中国核动力研究设计院一所副总工程师，反应堆运行、退役、检修和废物处理领域首席专家；长期负责HFETR的安全运行、同位素辐照生产、核燃料和材料堆内辐照考验、核材料改性、乏燃料储运等工作；主持编辑出版《高通量工程试验堆运行三十周年》《高通量工程试验堆运行四十周年》。本书为先进核反应堆系列之一。高通量工程

本书为先进核反应堆技术丛书之一。本书主要介绍了数字反应堆的研发背景、技术内涵和应用场景，以及国内外数字反应堆技术的研究现状和发展趋势。主要内容包括数字反应堆的科学定义、总体框架，以及数字技术在反应堆总体设计、多专业协同设计、先进建模与仿真、智能化运行维护、数字化退役等方面的应用。通过上述内容呈现了数字反应堆的概貌、特点

本书为先进核反应堆技术丛书之一。本书结合我国60多年来重水反应堆事业发展的成就与经验，系统地介绍了重水反应堆的基本原理和工程技术。内容主要包括重水堆主要特点及其发展简史、反应堆本体、燃料、系统和设备、测量与控制、反应堆物理、热工水力、屏蔽与辐射防护、反应堆化学、废物管理、调试、运行与利用、退役技术、安全和先进重水堆技术