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編輯推薦： 本书在编写过程中查阅和搜集了国内外大量关于液态冷却金属反应堆燃料与材料方面的文献著作和资料。本书旨在为从事液态金属冷却反应堆设计和研发的专家学者和科研人员提供参考，读者可以在本书的基础上开展进一步的深入研究，从而推动我国液态金属冷却反应堆的发展。 內容簡介： 书主要对液态金属冷却反应堆燃料和材料进行较全面的介绍，内容包括： 液态金属冷却反应堆简介(液态金属冷却反应堆的发展历史、冷却剂优缺点、世界各国的研发、设计及运行现状)、液态金属冷却反应堆系统(热工水力特性、能量的产生与输送、热工设计准则、安全与事故管理)、液态金属冷却反应堆燃料(堆芯和燃料组件、世界各国的燃料循环活动、燃料的制造和辐照经验、燃料的热物理性质)、液态金属冷却反应堆结构材料(堆芯结构材料辐照损伤、包壳和其他结构材料的选择、燃料组件部件的制造技术、不锈钢与液态金属冷却剂的相容性、氧化物弥散强化钢开发计划)、液态金属冷却反应堆的耐事故燃料和材料(燃料与材料面临的主要问题、耐事故燃料和材料研发现状)、液态金属冷却反应堆多尺度建模与仿真(多尺度耦合算法、多尺度方法开发和验证)以及全书总结。 關於作者： 周文忠，美国普渡大学核能工程博士，美国洛斯阿拉莫斯国家实验室核能系统设计与分析研究所研究员（博士后）和香港城市大学助理教授，2019年经中山大学百人计划引进归国工作，现为中法核工程与技术学院副教授。主要研究领域事故容错燃料、反应堆燃料与材料性能分析、多相流及热传递、反应堆热工水力、严重事故及反应堆安全。发表学术论文100余篇，其中SCI国际期刊论文40余篇，担任Frontier in Energy Research （SCI，影响因子4.008）等多种国际期刊副主编和特刊编辑，作为track co-chair多次参与组织知名国际会议，包括国际核工程大会（ICONE）等。 目錄： 第1章液态金属冷却反应堆简介 1.1核能和快堆 1.2液态金属冷却反应堆的发展历史 1.3液态金属冷却剂的优缺点 1.4液态金属冷却反应堆主要设计 1.4.1中国 1.4.2美国 1.4.3欧洲 1.4.4俄罗斯 1.4.5日本 1.4.6印度 1.4.7韩国 1.5本书框架 参考文献 第2章液态金属冷却反应堆系统 2.1液态金属冷却反应堆的热工水力特性 2.1.1功率循环 2.1.2反应堆堆芯与燃料组件 2.2液态金属冷却反应堆能量产生与输送 2.2.1反应堆内的释热 2.2.2反应堆内的传热 2.2.3堆芯热性能优值 2.3液态金属冷却反应堆热工设计准则 2.3.1钠冷快堆热工设计准则 2.3.2铅冷快堆热工设计准则 2.4液态金属冷却反应堆安全与事故管理 2.4.1铅冷快堆安全原则 2.4.2钠冷快堆安全与事故管理 参考文献 第3章液态金属冷却反应堆燃料 3.1简介 3.2液态金属冷却反应堆堆芯和燃料组件 3.3液态金属冷却反应堆及其在世界各国燃料循环中的活动 3.3.1中国 3.3.2法国 3.3.3德国 3.3.4印度 3.3.5日本 3.3.6韩国 3.3.7俄罗斯 3.3.8英国 3.3.9美国 3.4氧化物燃料 3.4.1简介 3.4.2制造 3.4.3辐照经验 3.5碳化物和氮化物 3.5.1简介 3.5.2制造经验 3.5.3辐照经验 3.6金属燃料 3.6.1简介 3.6.2制造 3.6.3辐照性能 3.6.4瞬态条件下和包壳破裂后的行为 3.6.5含MA的金属燃料 3.7热物理性质 3.7.1简介 3.7.2氧化物的热物理和热力学性能 3.7.3碳化物和氮化物的热物理和热力学性能 3.7.4金属燃料的热物理和热力学性能 3.7.5含MA燃料的热物理性质 3.8总结和建议 参考文献 第4章液态金属冷却反应堆结构材料 4.1简介 4.2液态金属冷却反应堆堆芯结构材料辐照损伤 4.2.1强中子环境造成的辐照损伤 4.2.2影响燃料性能的其他过程 4.2.3包壳管的设计标准 4.3液态金属冷却反应堆包壳和其他结构材料的选择 4.3.1快堆中的燃料组件 4.3.2液态金属冷却反应堆结构材料的早期历史 4.3.3奥氏体不锈钢及其对液态金属冷却反应堆辐照的响应 4.3.4奥氏体钢成分改变的析出控制基础 4.3.5铁素体合金及其对液态金属冷却反应堆中辐照的响应 4.3.6ODS合金的开发 4.3.7液态金属冷却反应堆燃料组件包壳材料和其他结构材料开发历史 4.4液态金属冷却反应堆燃料组件部件的制造技术 4.4.1铸锭的制造 4.4.2锻造 4.4.3无缝管的制造 4.4.4冷轧 4.4.5热处理 4.4.6清洁（除气、酸洗和脱脂） 4.4.7制造过程中的质量控制 4.4.8用于燃料包壳制造的不锈钢的可焊性 4.5不锈钢与液态金属冷却剂的相容性 4.5.1结构材料与液态钠的相容性 4.5.2不锈钢与液态铅铋的相容性 4.6ODS开发计划 4.6.1俄罗斯 4.6.2日本 4.6.3韩国 4.6.4中国 4.7总结和建议 参考文献 第5章液态金属冷却反应堆的耐事故燃料和材料 5.1液态金属冷却反应堆燃料与材料发展历史 5.2液态金属冷却反应堆燃料与材料面临的主要问题 5.2.1快堆的具体挑战 5.2.2反应性事故的风险 5.2.3正空泡反应性效应问题 5.2.4氧化物燃料的使用问题 5.2.5LMR功率的现代发展方向 5.2.6在向大功率反应堆过渡过程中出现的问题 5.2.7瞬态事故 5.2.8小结 5.3液态金属冷却反应堆的耐事故燃料和材料研发现状 5.3.1铅208基冷却剂 5.3.2结构材料 5.3.3耐事故燃料 5.4总结和建议 参考文献 第6章液态金属冷却反应堆多尺度建模与仿真 6.1多尺度简介 6.1.1反应堆热工水力模拟尺度 6.1.2不同尺度之间的相互作用 6.1.3模拟多尺度现象 6.2多尺度耦合算法 6.2.1域的分解和重叠 6.2.2水力边界耦合 6.2.3热力边界耦合 6.2.4时间离散格式和内部迭代 6.3多尺度方法开发和验证 6.3.1耦合算法的解析验证 6.3.2中小尺度的验证 6.3.3大尺度和整体验证 6.4总结和建议 参考文献 第7章全书总结 內容試閱： 核能作为一种安全、高效、清洁、低碳、经济、可靠的新能源，受到世界各国的青睐。核能是我国构建清洁低碳、安全高效能源体系的重要组成部分。核能的和平利用主要体现在核电领域，推动核能高质量发展，进一步强化核电在能源革命中的战略地位，坚持安全第一、积极安全有序地发展核电，稳步提高核电在我国能源电力结构中的比重，将有力提升我国能源安全保障水平，并助力我国实现“双碳”目标。因此，我国发展核能具有重要意义，同时也是大势所趋。 如今，第三代反应堆已经实现商业化，而第四代反应堆也早已成为国际核能界的重点研究课题。第四代反应堆具有可持续、安全、可靠、经济、废物少、防核扩散等诸多优点。与前三代核能系统相比，第四代核能系统在经济性、安全性以及废物处理等方面有着重大改善。第四代核能系统主要包括六种堆型，即熔盐堆、超临界水堆、超高温气冷堆、气冷快堆、钠冷快堆和铅冷快堆。其中，钠冷快堆和铅冷快堆属于液态金属冷却快堆，二者都是使用液态金属作为冷却剂的快中子反应堆，即钠冷快堆使用液态钠，铅冷快堆使用液态铅或铅铋。目前，钠冷快堆是第四代反应堆中最成熟的堆型。相比于钠冷快堆，铅冷快堆使用的冷却剂不仅更安全和稳定，还具有诸多优良特性，并且可以实现小型化和微型化， 近年来这些优势日益引起研究人员的重视。 我国高度重视清洁能源和先进核能的发展。国家“十四五”规划明确提出，我国力争在2030年实现“碳达峰”、在2060年实现“碳中和”，为此力求构建现代能源体系，推进能源革命，建设清洁低碳、安全高效的能源体系，提高能源供给保障能力。“十四五”规划还提出推动模块化小型堆等先进堆型示范和核能综合利用，为核能的多元化应用、多用途发展按下加速键。我国能源转型的深入推进对核能多用途发展提出了更高的要求，先进堆型示范呈现出积极发展的态势。2010年，我国首个钠冷快堆——中国实验快堆达到首次临界，并于2011年7月成功并网发电，标志着我国成为世界上第八个拥有快堆技术的国家。2019年10月，我国启明星Ⅲ号实现首次临界，并正式启动中国铅铋堆芯核特性物理实验，标志着我国在铅铋快堆领域的研发也跨出实质性一步，进入工程化阶段。2020年12月，中国核工业集团有限公司示范快堆工程2号机组正式开工建设，对我国加快构建先进核燃料闭式循环体系、促进核能可持续发展和快堆技术全面自主发展、促进“碳达峰”与“碳中和”目标以及推动地方经济建设具有重要意义。先进核能系统的发展将为我国科技实力、工业技术水平、综合经济实力和国际地位的提升做出巨大贡献。 液态金属冷却反应堆因其独特的优势，在第四代核能系统中具有非常强的竞争力，也是第四代核能系统概念建立之初最被看好的堆型。反应堆燃料和材料对于任何反应堆堆型都至关重要，可以说，反应堆燃料和材料的选取决定了反应堆的成败。为此，本书将对液态冷却金属反应堆燃料和材料进行综合性介绍。全书共7章。第1章较为详尽地介绍液态金属冷却反应堆的发展历程。第2章简要介绍液态金属冷却反应堆系统。第3章着重介绍液态金属冷却反应堆燃料。第4章主要介绍液态金属冷却反应堆结构材料。第5章介绍液态金属冷却反应堆的耐事故燃料和材料。第6章简要介绍液态金属冷却反应堆多尺度建模与仿真。第7章对液态金属冷却反应堆燃料和材料进行总结。 本书在撰写过程中，参考了国内外各相关单位和科研机构公开发表的大量论文、报告和书籍，并引用了部分插图，在此特向相关机构、专家和学者表示崇高的敬意和感谢。由于本书所涉及的学科领域广泛，限于作者的学识水平，书中缺点、错误和不妥之处在所难免，恳请读者批评指正。 本书彩图请扫描二维码观看。 作者 2024年1月

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