本书为“核能与核技术出版工程·先进核反应堆技术丛书”之一。本书聚焦极具发展潜力的第四代核能系统候选堆型--铅铋合金冷却反应堆的基本原理和工程技术。以铅铋合金冷却反应堆为代表的铅基快堆是目前国际上的主流发展堆型，本书介绍了与铅铋合金冷却反应堆相关的反应堆物理、热工安全、燃料材料、系统设备、源项屏蔽以及设计规范等内容。此外，本书对该堆型的技术特点、发展现状以及国内外主要设计方案进行了全面介绍，点面结合，使读者能够较全面地了解铅铋合金冷却反应堆的技术原理、系统组成和发展动态。本书可作为高等院校和科研院所相关专业的研究生教材，也可供从事先进核能研发的科研人员和工程技术人员参考。
第1章铅铋反应堆概述
1.1铅铋反应堆的技术特点
1.1.1安全性高
1.1.2可持续性好
1.1.3经济性能优
1.1.4环境友好
1.2铅铋反应堆的国际发展概况
1.2.1苏联/俄罗斯铅铋反应堆发展简况
1.2.2美国铅铋反应堆发展简况
1.2.3欧盟铅缺反应堆发展简况
1.2.4日本铅缺反应堆发展简况
1.2.5韩国铅铋反应堆发展简况
1.3关键技术问题研究进展
1.3.1关键材料耐腐蚀技术
1.3.2冷却剂技术
1.3.3钋-210监测处理技术
1.3.4SGTR事故分析技术
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余红星，男，博士，现任中国核动力研究设计院研究员，设计所副所长，国家重点实验室主任。长期从事船用核动力装置、热工水力、运行分析研究。主持多项国家重大工程科研项目，荣获国防科技进步奖十余项。曾担任世界核工程大会学术委员会主席、IAEA 国际会议主席。
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