本书主要对液态金属冷却反应堆(钠冷快堆和铅冷快堆)严重事故分析相关的基础知识和前沿研究进行综合性介绍。内容包括： 绪论(世界核电发展背景和液态金属冷却反应堆发展概况)、液态金属冷却反应堆严重事故分析总论(基本概念、始发事件、严重事故进程和特征、与压水堆严重事故的比较)、液态金属冷却反应堆严重事故关键现象概述(熔融燃料池形成、熔融燃料迁移行为、FCI和熔融燃料碎化现象、碎片床现象、反应堆源项)、液态金属冷却反应堆严重事故实验(堆芯熔融物行为、燃料冷却剂相互作用、碎片床行为、放射性裂变产物迁移行为)、液态金属冷却反应堆严重事故数值模拟(数值模拟方法、模拟分析程序、关键现象模拟分析)、液态金属冷却反应堆严重事故对策及管理(管理指南、预防设计、缓解措施)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。主要研究领域为液态金属冷却快堆（钠堆、铅堆）热工水力与安全。在液态金属冷却反应堆领域，以第一/通讯作者已发表逾50篇SCI国际期刊论文，以第一发明人已授权4项国家专利，并以第一作者在国家级出版社和知名国际出版社出版快堆相关书籍5部。

前言 安全，是核能发展的前提，对于核能系统是永恒的话题。相对于第二代、第三代反应堆，液态金属冷却反应堆(钠冷快堆、铅冷快堆)作为第四代核能系统之一，其安全性要求更高、经济竞争力更强、核废物量更少，且能有效防止核扩散。目前，全球范围内第三代核反应堆技术已经日趋成熟，第四代核能系统的研发已成为我国核能大规模可持续发展的关键。 我国政府高度重视清洁能源和先进核能系统的发展。2010年7月，中国实验快堆首次达到临界，标志着中国成为继美、英、法等国之后，世界上第8个拥有快堆技术的国家。2019年10月，我国启明星号实现首次临界，并启动铅铋快堆芯核特性物理实验，标志着我国在铅铋快堆领域进入工程化阶段。2020年12月,中核集团示范快堆工程2号机组正式开工建设，计划2026年建成投产，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“十四五”规划提出的“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。 由于液态金属冷却反应堆在中子物理、冷却剂特性、系统特性等多方面与热中子反应堆显著不同，例如燃料组件堵流问题、液态金属对材料的腐蚀、钠水和钠火化学反应等，都是液态金属冷却反应堆特有的安全问题。此外，在导致堆芯大规模损伤的严重事故工况下，液态金属冷却反应堆的事故序列和事故后果也有很大的不同。为满足我国液态金属冷却反应堆快速发展及严重事故安全分析的迫切需要，本书将对液态金属冷却反应堆严重事故安全分析相关的基础知识和前沿研究进行综合性介绍。 本书共7章： 第1章为绪论，简要介绍世界核能发展背景和液态金属冷却反应堆的发展概况； 第2...