本书介绍了六类堆型的第四代核反应堆及设计反应堆的所有相关知识，总结了第四代核反应堆技术在GIF领导下取得的重大研究进展，以及在各个国家的发展状况。专门讨论了第四代反应堆的相关主题，包括：先进反应堆的安全性；先进反应堆的不扩散性——政治和社会方面；常规燃料和替代燃料；与第四代核电站氢气热电联产，以及先进的小型模块化反应堆。
本书为读者提供了有关当前核动力反应堆和核电站的相关信息和数据：反应堆冷却剂的热物理特性、亚临界和临界/超临界压力下流体的热物理特性、超临界压力下流体强迫对流的传热和压降、世界上核蒸汽再热的经验等。

第1章 世界发电现状调查
1.1 全球发电量统计
1.2 火电厂
1.3 现代核电站
1.4 结论
致谢
参考文献
第2章第四代核能系统国际论坛
2.1第四代核能系统国际论坛的起源
2.2第四代核能系统的目标
2.3第四代核能系统的选择
2.4 六类第四代核能系统
2.5 结论
致谢
参考文献
第3章 超高温反应堆
3.1 发展历史与现状
3.2 技术概述
3.3 详细技术说明
3.4 多用途性与经济性
3.5 结论
参考文献
第4章 气冷快堆
4.1 发展历史与理论基础
4.2 气冷快堆技术概述
4.3 结论
参考文献
第5章 钠冷快堆
5.1 引言
5.2 发展历程
5.3 系统特点
5.4 安全问题
5.5 未来趋势和主要挑战
参考文献
第6章 铅冷快堆
6.1 铅冷快堆系统概述及优势
6.2 基本设计选择
6.3 安全原则
6.4 铅冷快堆燃料技术与燃料循环
6.5 铅冷快堆的优势及面临的主要挑战
6.6第四代铅冷快堆设计概述
6.7 未来趋势
参考文献
第7章 熔盐堆
7.1 引言
7.2 相关概念
7.3 燃料盐的处理方案与腐蚀问题
7.4 熔盐堆燃料循环方案
7.5 安全问题
7.6 熔盐堆概念的可行性
7.7 结论与展望
致谢
参考文献
网络资源
第8章 超临界水堆
8.1 引言
8.2 超临界水堆概念设计及主要系统参数
8.3 压力容器式概念
8.4 压力管式概念
8.5 燃料循环技术
8.6 燃料组件概念
8.7 安全系统概念
8.8 反应堆系统控制
8.9 反应堆启动
8.10 稳定性
8.11 超临界水堆的优缺点
8.12 主要挑战
8.13 未来趋势
参考文献
附录A1 火电厂和核电厂的附加资料(原理图、布局图、温-盐图、基本参数和照片)
A1.1 化石燃料火电厂
A1.2 现有核反应堆和核电站
致谢
参考文献
附录A2 反应堆冷却剂的热物性比较
A2.1 引言
A2.2 反应堆冷却剂类型
A2.3 第二代、第三代、第三代+和第四代反应堆冷却剂的热物性
A2.4 核反应堆中的传热系数
A2.5 结论
参考文献
附录A3 亚临界和临界/超临界条件下的流体热物性
A3.1 引言
A3.2 临界和超临界压力下的热物性
A3.3 结论
参考文献
附录A4 超临界压力流体强迫对流的传热和压降
A4.1 引言
A4.2 在超临界压力下强迫对流传热特性
A4.3 流体阻力
A4.4 结论
参考文献
附录A5 核蒸汽再热方面的经验
A5.1 引言
A5.2 美国在核蒸汽再热方面的经验
A5.3 俄罗斯在核蒸汽再热方面的经验
A5.4 结论
参考文献
附录A6 所选气体的热物性比较
附录A7 补充表格
附录A8 单位换算
A8.1 SI(国际体系)中的主要或基本尺寸及其单位
A8.2 以SI单位表示的标准前缀
A8.3 单位换算
A8.4 物理常数和定义
A8.5 气体和液体的热物性软件