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。

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。以第一或通讯作者已发表逾40篇核工程SCI国际期刊论文，以第一或通讯作者已发表约30篇核工程重要国际会议论文，以第一发明人已申请4项国家发明专利，并在国家级出版社出版快堆相关书籍3部。

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...