内容简介：本书比较全面地介绍了当今世界上的先进核反应堆，不仅包括先进水冷堆、先进气冷堆、先进液态金属冷却的反应堆和先进液体燃料反应堆，还包括空间堆、裂变-聚变堆和加速器驱动的次临界堆等新概念反应堆；以第三代和第四代核反应堆为主，介绍了目前世界各国正在研究的一些新概念反应堆；介绍了这些反应堆的基本原理、结构特点、运行特性和安全特性等。书中选用的堆型齐全、内容新颖，充分展现了反应堆技术的最新发展。

读者对象：本书可作为高等学校核科学与技术专业的研究生教材，也可作为核电站设计、运行及管理人员的培训教材，还可以作为核反应堆研究人员的参考书。

阎昌琪

教授，博士生导师。1980年在哈尔滨船舶工程学院获硕士学位，1989年~1991年加拿大麦克马斯特大学访问学者，1997年~1998年在瑞士苏黎世高等工学院进修，1996年哈尔滨工程大学任教授至今。

主要研究方向为：核动力装置性能，核反应堆热工水力；研究范围包括摇摆对反应堆内流动与传热的影响、强化换热研究、核动力装置优化设计、核动力非能动安全研究。作为项目负责人共承担国家自然科学基金项目5项，作为课题负责人承担国防973项目2项、国防863项目1项，还承担有国防基础研究、海军预研等多项科研项目。近年来获得国家科技进步二等奖1项，获得国防科技进步一等奖1项、二等奖1项、三等奖4项。获得国家发明专利6项，发表学术论文200余篇，主编的教材有：《核反应堆工程》、《核能工程专业英语》、《核电专业英语》、《核反应堆安全传热》、《气液两相流》、《核工程与核技术专业英语》、《核反应堆结构与材料》。获得部级有突出贡献的中青年专家、黑龙江优秀留学人员报国奖等荣誉称号。现任教育部核工程类教学指导委员会副主任、中国核学会理事，新堆与研究堆专业委员会副主任，核反应堆热工流体专业委员会委员，核行业标准化委员会委员。

丁铭

教授，博士生导师。2009年毕业于清华大学核科学与技术专业，获工学博士学位；2009~2011年，在荷兰代尔夫特理工大学从事博士后工作。承担了国家重点研发计划、国家自然科学基金等项目30余项。获国防科技进步一等奖1项、省科学技术一等奖1项、国防科学技术进步二等奖1项。在国内外学术期刊发表学术论文120余篇，其中SCI论文60余篇。出版工业和信息化部“十四五”规划教材《先进核反应堆》1部和黑龙江省精品工程教材《核工程概论》1部，出版《核反应堆物理》和《实验、验证和不确定度分析》译著2部。获授权发明专利20余项，软件著作权5项。主讲本科生“传热学”和“核工程概论”课程，研究生“先进核动力反应堆”和“论文写作指导”课程。现为中国核学会核反应堆热工流体分会理事、黑龙江省核动力装置性能与设备重点实验室副主任、中核集团-哈尔滨工程大学安全壳热工水力联合实验室副主任、Frontiers in Nuclear Engineering-Fission and Reactor Design副主编。

边浩志

副教授（预聘），2019年6月获工学博士学位（获评哈尔滨工程大学优秀博士学位论文）。2019年7月至今留校工作。现作为课题负责人主持国家自然科学基金（青年）1项，国家重点研发计划子课题1项，国家重大专项子课题1项，中核集团青年英才项目1项，中央高校项目1项，民品横向项目3项，研究生教改项目1项；作为主要参与人完成各类项目10余项。申请发明专利40余项，发表论文60余篇（h-index=10），登记软件著作权4项。编写教材1部，译著2部。获黑龙江省科技进步一等奖1项，北京市技术发明二等奖1项，中核集团科技进步二等奖1项，组织申报黑龙江省专利奖（获优秀奖），2021届毕业设计优秀指导教师。“传热学”（省级一流本科课程）、“热流体学”（南安联合学院，全英文授课）、“先进核动力反应堆”课程主讲教师。Energy、Applied Energy、International Jounal of Heat and Mass Transfer 等杂志审稿人，2022年入选中核集团青年人才“菁英”计划。

本书特色

01内容涵盖面较广，介绍了水冷堆、气冷堆、液态金属堆和液体燃料堆等主要反应堆类型。

02内容以近些年来出现的新堆为主，重点介绍其采用的新原理、新方法和新技术等，使读者对核反应堆领域的最新发展有一个较全面的了解。

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