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本书主要对液态金属冷却反应堆(钠冷快堆、铅冷快堆)热工水力学和安全分析相关的基础知识进行综合性介绍。内容包括： 绪论(第四代核能系统和液态金属冷却反应堆发展概况)、液态金属冷却反应堆热工水力学总论(基础知识和研究现状)、液态金属冷却反应堆热工水力实验(实验设施及其设计、建造与运行、实验测量仪器、方法和技术)、液态金属冷却反应堆热工水力数值模拟(系统热工水力程序、子通道热工水力程序、CFD模拟,多尺度模拟,确认、验证和不确定性量化)、液态金属冷却反应堆安全分析(典型瞬态事故、瞬态安全分析实验及数值计算工具的基准检验、严重事故等)以及总结与展望。

第1章 绪论

1.1世界核电发展背景

1.1.1核电发展历程

1.1.2第四代核能系统

1.2液态金属冷却反应堆

1.2.1液态金属冷却反应堆的发展历史

1.2.2液态金属冷却剂的优缺点

1.2.3液态金属冷却反应堆主要设计

参考文献

第2章 液态金属冷却反应堆热工水力学总论

2.1基础热工水力

2.1.1湍流传热

2.1.2热纹振荡

2.1.3流致振动

2.1.4气泡迁移

2.1.5颗粒输运

2.1.6冷却剂固化

2.2堆芯热工水力

2.2.1燃料组件热工水力

2.2.2完整堆芯热工水力模拟

2.2.3控制棒行为

2.2.4流动堵塞

2.2.5组件盒间隙流动

2.2.6熔融燃料迁移和再凝结

2.3熔池热工水力

2.3.1熔池建模

2.3.2热分层和热疲劳

2.3.3堆芯上部结构

2.3.4容器冷却

2.3.5化学控制与冷却剂覆盖气体相互作用

2.3.6主容器内燃料储存

2.3.7熔池晃动

2.3.8射流分层相互作用

2.3.9气体卷吸

2.3.10熔融物冷却

2.4系统热工水力

2.4.1一维系统程序验证

2.4.2系统组件

2.4.3气举增强循环

2.4.4系统程序改进和自然循环稳定性

2.4.5多尺度热工水力

2.4.6中子热工水力耦合

2.4.7钠水和钠空气反应

2.4.8铅水反应

2.4.9安全壳内热工水力

2.5研究指引

参考文献

第3章 液态金属冷却反应堆热工水力实验

3.1典型液态金属实验设施

3.1.1KYLINⅡ系列

3.1.2ESCAPE

3.1.3NACIEUP

3.1.4TALL3D

3.2液态金属实验设施的设计、建造和运行

3.2.1实验设施设计

3.2.2实验设施建造

3.2.3实验设施运行

3.3液态金属实验测量仪器、方法和技术

3.3.1基于超声波的方法

3.3.2感应式测量技术

3.4模拟流体实验

3.4.1理论基础

3.4.2水实验测量技术

3.4.3棒束实验

3.4.4池式实验

3.5国内外热工水力学实验设施一览

3.5.1使用模拟流体的热工水力设施

3.5.2使用液态金属的热工水力设施

参考文献

第4章 液态金属冷却反应堆热工水力数值模拟

4.1系统热工水力程序

4.1.1模型和方程

4.1.2应用实例

4.2子通道热工水力程序

4.2.1模型和方程

4.2.2应用实例

4.3CFD模拟

4.3.1DNS方法 

4.3.2RANS方法

4.3.3大涡模拟 

4.3.4CFD应用实例

4.3.5液态金属CFD模拟实践指引

4.4多尺度模拟

4.4.1引言和动机

4.4.2多尺度耦合算法

4.4.3多尺度方法的开发和验证

4.4.4多尺度模拟实践概要

4.5确认、验证与不确定性量化

4.5.1安全部门的要求

4.5.2验证

4.5.3确认

4.5.4不确定性和敏感性分析技术

4.5.5面向耦合程序的拓展

参考文献

第5章 液态金属冷却反应堆安全分析

5.1核反应堆安全分析概论

5.1.1反应堆安全概念

5.1.2多重屏障和纵深防御

5.1.3安全分析任务和事故分析方法概述

5.2固有安全性和安全系统

5.2.1固有安全性

5.2.2反应性控制和调节

5.2.3安全系统和设施

5.3液态金属冷却反应堆事故分类及历史事故回顾

5.3.1反应性引入事故

5.3.2失流瞬态事故

5.3.3失热阱瞬态事故

5.3.4无保护瞬态事故

5.3.5局部事故

5.3.6历史快堆事故回顾

5.4瞬态安全分析实验

5.4.1美国实验增殖堆EBRⅡ

5.4.2法国凤凰快堆

5.4.3日本文殊堆

5.5数值计算工具的基准检验分析

5.5.1EBRⅡ非能动余热排出实验基准检验

5.5.2凤凰快堆自然循环实验基准检验

5.5.3文殊堆上腔室自然对流基准检验

5.6液态金属冷却反应堆严重事故

5.6.1引言

5.6.2CDA的始发事件

5.6.3钠冷快堆CDA

5.6.4铅冷快堆CDA

5.6.5堆芯解体事故预防和缓解设计对策

参考文献

第6章 总结与展望

6.1全书总结

6.2研发展望

成松柏，日本九州大学核工程系博士，日本九州大学核工程系和日本原子力研究开发机构（JAEA）液态金属冷却快堆研发中心学术研究员（博士后）。2015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、先进核能系统团队负责人。主要研究领域为钠冷快堆严重事故分析、液态金属冷却快堆（钠堆、铅堆）热工水力与安全。以或通讯作者已发表逾40篇核工程SCI国际期刊论文，以或通讯作者已发表约30篇核工程重要国际会议论文，以发明人已申请4项国家发明专利，并在出版社出版快堆相关书籍3部。 

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编辑推荐

为方便读者快速查阅和了解本领域的研究成果和前沿进展，书中引用和提炼了大量近年公开发表的论文、科技报告等文献中的内容。从事相关领域的专家、学者和科研工作者可以参考本书所介绍的内容深入开展相关研究，以进一步推动和促进本领域的发展。

前言

核电是一种安全、清洁、低碳、高效和可大规模利用的非化石能源，安全、持续地发展核电对于我国调整能源结构、实现碳达峰与碳中和目标、提升国家能源安全保障能力等重大战略具有重要意义。目前，全球范围内第三代核反应堆技术已经日趋成熟，第四代核能系统也早已成为核能研究人员在未来多年内重点研究的课题。

相对于第二代、第三代反应堆来说，第四代核能系统的安全性更高、经济竞争力更强、核废物量更少,且可有效防止核扩散。2002年，第四代核能系统国际论坛(Generation Ⅳ International Forum,GIF)选定了六种第四代核电站概念堆，即气冷快堆、超高温气冷堆、超临界水堆、熔盐堆、钠冷快堆和铅冷快堆。其中， 钠冷快堆和铅冷快堆是指采用液态钠、铅或铅铋作为冷却剂的快中子反应堆，属于液态金属冷却反应堆。液态金属冷却反应堆因具备良好的增殖核燃料和嬗变核废料潜力,以及拥有突出的经济性和安全性，被 GIF 认为有望率先实现工业示范化。

我国政府高度重视清洁能源和先进核能系统的发展。“十四五”规划明确提出，我国力争在2030年前实现碳达峰、在2060年前实现碳中和，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式小型堆等先进堆型示范和开展核能综合利用示范，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要求，先进堆型示范项目呈现出积极发展的态势。2019年10月，我国启明星Ⅲ号实现首次临界，并正式启动我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跨出实质性一步，进入工程化阶段。2020年12月，中核集团示范快堆工程2号机组正式开工建设，这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、实现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作出巨大贡献。

液态金属冷却反应堆是第四代先进核能系统中的优选堆型。为满足我国液态金属冷却反应堆快速发展的迫切需要， 本书将对液态金属冷却反应堆热工水力与安全分析相关的基础知识和前沿研究进行综合性介绍。全书共分为6章： 第1章为绪论，简要介绍第四代核能系统和液态金属冷却反应堆的发展概况； 第2章总述液态金属冷却反应堆的热工水力学知识和研究现状； 第3章介绍液态金属冷却反应堆相关的热工水力实验,实验设施的设计、建造与运行，实验测量仪器、方法和技术，以及国内外重要热工水力学实验设施汇总； 第4章重点介绍液态金属冷却反应堆热工水力相关的数值模拟工具、模拟方法和前沿研究； 第5章介绍液态金属冷却反应堆的事故安全特性及相关分析方法； 第6章为全书总结和展望。本书彩图请扫二维码观看。

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，且受限于作者的学识水平，所以，书中缺点、错误和不妥之处在所难免，恳请读者批评指正。

作者

2022年4月

书籍介绍

本书主要对液态金属冷却反应堆(钠冷快堆、铅冷快堆)热工水力学和安全分析相关的基础知识进行综合性介绍。内容包括：  绪论(第四代核能系统和液态金属冷却反应堆发展概况)、液态金属冷却反应堆热工水力学总论(基础知识和研究现状)、液态金属冷却反应堆热工水力实验(实验设施及其设计、建造与运行、实验测量仪器、方法和技术)、液态金属冷却反应堆热工水力数值模拟(系统热工水力程序、子通道热工水力程序、CFD模拟,多尺度模拟,确认、验证和不确定性量化)、液态金属冷却反应堆安全分析(典型瞬态事故、瞬态安全分析实验及数值计算工具的基准检验、严重事故等)以及总结与展望。