本书比较全面地介绍了当今世界上的先进核反应堆，不仅包括先进水冷堆、先进气冷堆、先进液态金属冷却的反应堆和先进液体燃料反应堆，还包括空间堆、裂变-聚变堆和加速器驱动的次临界堆等新概念反应堆；以第三代和第四代核反应堆为主，介绍了目前世界各国正在研究的一些新概念反应堆；介绍了这些反应堆的基本原理、结构特点、运行特性和安全特性

全书共9章，围绕核能在应用领域所涉及到的材料相关内容展开，主要介绍材料科学的基础理论以及装备上所使用的核材料（裂变材料和聚变材料）和非核材料（金属材料、陶瓷材料、高分子材料复合材料等）的基本特性。 本书可作为“核工程与核技术”专业材料相关课程的教材，也可为从事相关研究等方面工作的人员提供参考。

曾未，男，博士，中国核动力研究设计院高级工程师，中国核动力研究设计院设计所重点实验室数字堆总师办主任，多用途模块化小型堆、浮动核电站副总设计师，特种核动力技术副总监。本书为“先进核反应堆系列”之一。本书主要介绍海上核动力平台的作用、意义、国内外现状，技术发展现状及趋势，并重点介绍我国ACP100S海上浮动核能动力装置的

张作义，男，博导、教授，清华大学核研院院长、总工。主持启动20万千瓦级高温气冷堆示范电站的科研工作，主持编制了国家科技重大专项高温气冷堆核电站总体实施方案，该方案于2008年2月经国务院领导小组批准实施，随后任命为高温气冷堆核电站国家重大专项总设计师、专职技术责任人，领导世界首座固有安全的模块式高温气冷堆核电站HTR-

本书是从学会2022年度的学术年会论文中甄选的关于涉核人才教育、培训、管理方面论文，内容包含了院校学科建设、课程建设、课程思政，涉核企业人才培养、人才管理、核安全文化建设等方面。

本书共八部分，内容包括：为什么坚持发展核电，核能发电、核电厂的基础知识，辐射的基础知识，我国核安全监督管理与和安全现状，世界三大核事故及其教训，核电项目建设与周边经济发展，“华龙一号”的几个重要概念，金七门核电项目基础情况与相关问题。

本书主要内容包括快中子反应堆(简称“快堆”)的基本原理和特点，以及主要技术用途；第四代核能系统及其目标要求，先进快堆概念、典型设计方案，国内外先进快堆研究计划；先进快堆的技术特点；与快堆匹配的乏燃料后处理以及闭式燃料循环体系的技术组成和发展现状，先进快堆和先进闭式燃料循环发展的技术方向；未来基于快堆的先进核能系统发展的

核聚变堆包含构成能源的等离子体和各种设备,在核聚变堆开发过程中，了解它们之间的关系十分重要。本书作为核聚变堆设计书，对等离子体的基础以及各种设备进行了系统说明。本书对于我国核聚变堆相关技术的发展，尤其是对于中国聚变工程实验堆(CFETR)的设计与建设，具有重要的参考价值。

本书主要介绍海上核动力平台的作用、意义、国内外现状，技术发展现状及趋势，并重点介绍我国ACP100s海上浮动核能动力装置的技术特点，该反应堆采用一体化压水反应堆结构，通过模块化设计，有效适应狭小空间结构，与船体平台紧密结合，具备在海洋条件下安全稳定高效运行的能力，本书还将重点介绍核动力装置总体设计、堆芯设计、主系统设计

本书在简要回顾国内外多种池式、壳式核供热反应堆的发展现状，特别是NHR5低温核供热反应堆的研究、设计、建造、运行及NHR200-I型低温核供热反应堆初步设计的基础上，重点对NHR200-II型核供热反应堆的特点、主要参数、非能动安全特性及与海水淡化装置的多种耦合方案做了较为深入、系统和全面的介绍。NHR200-II型核