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  欧盟铅铋反应堆发展简况
    1.2.4  日本铅铋反应堆发展简况
    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
    1.3.4  SGTR事故分析技术
  1.4  铅铋反应堆应用场景
    1.4.1  核电
    1.4.2  核能供热
    1.4.3  制氢
  参考文献
第2章  铅铋反应堆物理
  2.1  堆芯物理计算方法
    2.1.1  截面生成计算方法
    2.1.2  稳态堆芯计算方法
    2.1.3  反应性系数计算方法
  2.1  _4堆芯中子动力学
  2.2  堆芯基本要素设计
    2.2.1  燃料组件设计
    2.2.2  相关组件设计
    2.2.3  中子源
  2.3  堆芯核设计
    2.3.1  堆芯装料物理参数估算
    2.3.2  堆芯装料布置方式
    2.3.3  反应性控制设计
    2.3.4  堆芯能谱设计
    2.3.5  堆芯物理性能参数计算
  2.4  堆芯临界物理试验
    2.4.1  铅铋快堆临界物理试验设计难点
    2.4.2  临界物理试验研究现状
    2.4.3  快谱反应堆临界物理试验相似性分析方法
    2.4.4  相似性试验设计
  参考文献
第3章  铅铋反应堆热工与安全
  3.1  铅铋流体属性
    3.1.1  热工物性
    3.1.2  化学属性
    3.1.3  辐照特性
  3.2  铅铋反应堆热工问题研究
    3.2.1  研究现状
    3.2.2  流动与传热
    3.2.3  自然循环不稳定性
    3.2.4  热分层现象
  3.3  铅铋反应堆安全
    3.3.1  安全性与经济性
    3.3.2  冷却剂安全属性
    3.3.3  铅铋反应堆固有安全
  3.4  铅铋反应堆核安全关键技术问题研究
    3.4.1  蒸汽发生器传热管破裂事故
    3.4.2  腐蚀问题
    3.4.3  快堆反应性问题
  参考文献
第4章  铅铋反应堆源项与屏蔽设计
  4.1  铅铋反应堆源项
    4.1.1  铅铋反应堆源项特点
    4.1.2  钋-210源项特点
    4.1.3  铅铋反应堆源项计算方法
  4.2  辐射屏蔽
    4.2.1  铅铋反应堆屏蔽设计特点
    4.2.2  铅铋反应堆屏蔽计算方法
  参考文献
第5章  铅铋反应堆系统与设备
  5.1  铅铋反应堆本体
    5.1.1  堆本体设计选型
    5.1.2  堆本体设计原则
    5.1.3  堆本体主要构成
  5.2  主要系统及设备
    5.2.1  反应堆冷却剂系统
    5.2.2  专设安全系统
    5.2.3  核辅助系统
    5.2.4  二回路热力系统
    5.2.5  主要设备
  5.3  高温环境主设备评价规范
    5.3.1  载荷
    5.3.2  应力应变分类与限值
    5.3.3  载荷控制应力（螺栓除外）的设计规则
    5.3.4  变形控制应力的设计规则
    5.3.5  蠕变-疲劳损伤的设计规则
  参考文献
第6章  铅铋反应堆燃料与材料
  6.1  核燃料
    6.1.1  选择标准
    6.1.2  铅铋反应堆潜在燃料
  6.2  包壳材料
    6.2.1  选择标准
    6.2.2  潜在包壳材料
    6.2.3  包壳涂层表面改性
  6.3  铅铋反应堆结构材料
    6.3.1  性能要求
    6.3.2  研究现状及材料选型
    6.3.3  辐照性能研究
    6.3.4  腐蚀性能研究
  参考文献
第7章  国际铅铋反应堆设计方案简介
  7.1  总体设计
    7.1.1  用途及功率等级
    7.1.2  冷却剂流速及温度
    7.1.3  布置方式
    7.1.4  模块化方案
    7.1.5  主流程
  7.2  组件设计
    7.2.1  燃料选型
    7.2.2  包壳材料选型
    7.2.3  燃料组件设计
  7.3  堆芯设计
    7.3.1  堆芯装载方式
    7.3.2  堆芯能谱
    7.3.3  堆芯反应性控制
    7.3.4  堆芯转换比
    7.3.5  堆芯核设计发展趋势
  7.4  反应堆本体
    7.4.1  中国CLEAR-I反应堆本体
    7.4.2  欧洲ALFRED反应堆
    7.4.3  MYRRHA
    7.4.4  俄罗斯BREST-OD-300反应堆
  7.5  核辅助及安全系统
    7.5.1  控氧净化系统
    7.5.2  覆盖气系统
    7.5.3  超压保护系统
    7.5.4  余热排出系统
  7.6  辐射防护系统
    7.6.1  放射性包容
    7.6.2  放射性钋释放
    7.6.3  辐射防护策略
  7.7  热工与安全设计研究
    7.7.1  设计准则
    7.7.2  快堆核安全设计考虑
    7.7.3  俄罗斯SVBR-75／100反应堆设计实践
    7.7.4  试验研究
  参考文献
索引
后记