本書(shū)為俄羅斯頂尖專家的研究和實(shí)踐活動(dòng)提供了獨(dú)特的見(jiàn)解。它為讀者提供了圍繞核快堆技術(shù)的前所未有的見(jiàn)解和基本知識(shí),以及關(guān)閉核燃料循環(huán)以實(shí)現(xiàn)更清潔、更環(huán)保和更高效核能的新方法。該書(shū)的作者以Proryv項(xiàng)目為框架,詳細(xì)描述了俄羅斯正在開(kāi)發(fā)的技術(shù),讓來(lái)自世界各地的讀者能夠全面了解這些技術(shù),然后將其應(yīng)用于自己的研究和實(shí)踐。

本工作目針對(duì)當(dāng)前輕水堆燃料元件破損實(shí)時(shí)監(jiān)測(cè)存在的問(wèn)題，提出了基于LaBr3(Ce)探測(cè)器的輕水堆燃料元件破損實(shí)時(shí)監(jiān)測(cè)方法，同時(shí)對(duì)該方法在應(yīng)用中的幾個(gè)關(guān)鍵問(wèn)題進(jìn)行研究。通過(guò)實(shí)驗(yàn)測(cè)試與分析，對(duì)輕水堆燃料元件破損實(shí)時(shí)監(jiān)測(cè)所需監(jiān)測(cè)的關(guān)鍵核素進(jìn)行選擇，并建立燃料元件破損計(jì)算模型；結(jié)合標(biāo)準(zhǔn)算法和蒙特卡羅模擬計(jì)算，建立輕水堆燃料元件

本書(shū)在介紹小型模塊化反應(yīng)堆的先進(jìn)設(shè)計(jì)與需求的基礎(chǔ)上，又進(jìn)一步描述小型模塊化反應(yīng)堆在經(jīng)濟(jì)性、安全性等方面的優(yōu)勢(shì)，并結(jié)合不同小型模塊化堆型介紹了其廣闊的應(yīng)用場(chǎng)景與巨大的潛力。

本書(shū)為先進(jìn)核反應(yīng)堆技術(shù)叢書(shū)之一。書(shū)中結(jié)合科學(xué)研究與技術(shù)開(kāi)發(fā)，從多個(gè)維度全面深入地探討了熔鹽堆的科學(xué)技術(shù)體系，詳細(xì)闡述了熔鹽堆的背景與意義、物理與化學(xué)特性、熱工水力與安全特性、基于熔鹽的高溫核熱梯級(jí)利用，以及支撐熔鹽堆的冷卻劑技術(shù)、燃料技術(shù)、材料技術(shù)、設(shè)備與系統(tǒng)技術(shù)、后處理技術(shù)等。本書(shū)理論與實(shí)踐結(jié)合，體系嚴(yán)整、內(nèi)容翔實(shí)，

本書(shū)以中國(guó)具有完全自主知識(shí)產(chǎn)權(quán)的華龍一號(hào)示范工程實(shí)踐成果為基礎(chǔ)，在華龍一號(hào)海內(nèi)外示范工程建成投運(yùn)后，在華龍一號(hào)成功示范的基礎(chǔ)上，結(jié)合技術(shù)進(jìn)步和經(jīng)驗(yàn)反饋，進(jìn)行設(shè)計(jì)改進(jìn)和優(yōu)化，完成華龍一號(hào)改進(jìn)型方案，形成自主核電持續(xù)發(fā)展創(chuàng)新的路線，探索核能綜合利用，并成功在金七門(mén)、徐圩等核電工程項(xiàng)目落地，證明了華龍一號(hào)持續(xù)改進(jìn)創(chuàng)新是成功的

本手冊(cè)適用于核動(dòng)力廠和研究堆核安全相關(guān)的術(shù)語(yǔ)、縮略語(yǔ)，一般不包括核物理基本術(shù)語(yǔ)(如衰變、裂變、放射性核素等)和其他特殊專業(yè)(如氣象學(xué)、醫(yī)學(xué)、計(jì)算學(xué)等領(lǐng)域)的術(shù)語(yǔ)，共計(jì)術(shù)語(yǔ)1040項(xiàng)，英文縮略語(yǔ)447項(xiàng)。本手冊(cè)中所述核設(shè)施一般適用于核動(dòng)力廠和研究堆，不包括核燃料循環(huán)以及放射性廢物處理、貯存、處置等其他核設(shè)施。本手冊(cè)中所述

本書(shū)重點(diǎn)介紹了作者黃彥平作為四代核能系統(tǒng)國(guó)際論壇超臨界水冷反應(yīng)堆系統(tǒng)指導(dǎo)委員會(huì)國(guó)際主席的七年對(duì)國(guó)際超臨界水冷反應(yīng)堆系統(tǒng)研發(fā)關(guān)鍵結(jié)果的總結(jié)，包含了中國(guó)在內(nèi)的所有成員國(guó)的超臨界水冷反應(yīng)堆技術(shù)方案和設(shè)計(jì)考量，以及超臨界水冷反應(yīng)堆國(guó)際社會(huì)在物理、材料、化學(xué)、系統(tǒng)集成及運(yùn)行技術(shù)方面對(duì)該堆型研究設(shè)計(jì)的關(guān)鍵結(jié)論，特別給出了該型核能動(dòng)

我國(guó)能源需求處于高速增長(zhǎng)的時(shí)代，在解決我們?nèi)找嬖鲩L(zhǎng)的能源需求與保護(hù)環(huán)境可持續(xù)發(fā)展的矛盾之間，核能將扮演不可替代的作用。超臨界水冷堆是其中的典型代表之一，它具有機(jī)組熱效率高、系統(tǒng)簡(jiǎn)化、技術(shù)基礎(chǔ)好、核燃料利用率高等諸多優(yōu)點(diǎn)而被GIF組織推薦為六種最具研發(fā)前景的第四代核能系統(tǒng)候選堆型之一。同時(shí)，超臨界水冷堆作為水堆發(fā)展的未來(lái)

隨著科學(xué)技術(shù)的不斷發(fā)展，核電已成為世界能源的重要組成部分。目前，國(guó)際上已進(jìn)入第四代核能系統(tǒng)的發(fā)展階段。第四代核能系統(tǒng)是指正在運(yùn)行的最新型的先進(jìn)輕水堆及其后續(xù)堆型，他們不僅僅是作為發(fā)達(dá)國(guó)家的替代堆型，而且是瞄準(zhǔn)未來(lái)能源需求將大幅增長(zhǎng)的發(fā)展中國(guó)家的下一代核能系統(tǒng)。在六種第四代核能系統(tǒng)概念中，有半數(shù)(即三個(gè))為快中子增殖堆。

本書(shū)系統(tǒng)介紹了國(guó)際原子能機(jī)構(gòu)(IAEA)的INPRO評(píng)估方法、第四代核能系統(tǒng)國(guó)際論壇(GIF)的評(píng)估方法以及美國(guó)能源部(DOE)的評(píng)估實(shí)踐等相關(guān)的堆型評(píng)估方法，并針對(duì)我國(guó)先進(jìn)堆型技術(shù)研發(fā)與評(píng)估需求，重點(diǎn)闡述了中國(guó)先進(jìn)堆型綜合評(píng)估方法。本書(shū)涵蓋多個(gè)領(lǐng)域和學(xué)科，可為讀者提供深入了解核能可持續(xù)發(fā)展及堆型綜合評(píng)估的專業(yè)知識(shí)和實(shí)