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核電廠材料

出版社：上海科學技術(shù)出版社出版時間：2022-09-01
開本： 24cm 頁數(shù)： 390頁
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核電廠材料 版權(quán)信息

核電廠材料 本書特色

適讀人群 ：核電廠相關(guān)從業(yè)人員以及核工程專業(yè)和核電材料專業(yè)學生核能作為一種清潔能源、新能源，是實現(xiàn)碳達峰、碳中和目標的有效手段。目前我國自主知識產(chǎn)權(quán)的第三代核電機組華龍一號成功運行標志著中國核電制造技術(shù)已走在世界前列。但同時，我國核電材料基礎(chǔ)研究相對薄弱，與世J領(lǐng)先水平尚有差距，尤其材料是開發(fā)新型核能技術(shù)必須攻克的關(guān)鍵技術(shù)難題。 本書作者長期在瑞士聯(lián)邦技術(shù)研究院工作，由上海核工程研究設(shè)計院專家翻譯，書中涉及了先進核電廠概念、結(jié)構(gòu)材料、材料制造工藝、 核材料力學性能、輻照損傷、環(huán)境損傷、先進力學性能測試和分析方法以及壽命管理等有關(guān)核電廠材料的多方面知識，是一本全面了解核電廠材料問題非常有用的參考書籍。

核電廠材料 內(nèi)容簡介

本書系統(tǒng)介紹了核反應(yīng)堆堆型以及核電廠所用材料、材料特性和材料所面臨的挑戰(zhàn)、材料設(shè)計和壽命管理的理論知識，分別介紹了核電廠部件及其制造技術(shù)、核材料的力學性能、輻照損傷、核電廠中的環(huán)境損傷、先進的力學試驗和分析方法以及核電廠材料的設(shè)計、壽命和殘余壽命。

核電廠材料 目錄

第1章 核電廠

1.1 現(xiàn)有反應(yīng)堆 /1

1.1.1 壓水堆/3

1.1.2 沸水堆/3

1.1.3 重水堆 /5

1.1.4 先進氣冷堆 /6

1.2 反應(yīng)堆概念的改進和開發(fā)/7

1.2.1 先進輕水堆 /7

1.2.2 先進重水堆 /9

1.2.3 小型模塊堆 /10

1.2.4 先進新反應(yīng)堆的概念 /11

1.3 中子譜、快堆和燃料循環(huán)/14

1.3.1 中子譜/14

1.3.2 燃料循環(huán) /15

1.4 第四代核電廠 /18

1.4.1 鈉冷快堆 /19

1.4.2 鉛冷快堆 /25

1.4.3 超高溫氣冷堆 /28

1.4.4 氣冷快堆 /36

1.4.5 超臨界水堆 /38

1.4.6 熔鹽堆 /42

1.5 其他先進核電廠/44

1.5.1 行波堆/44

1.5.2 加速器驅(qū)動系統(tǒng)/45

1.5.3 空間核電廠 /47

1.5.4 核聚變 /48

1.6 核能轉(zhuǎn)換成電力和熱/51

參考文獻 / 53

第2章 材料

2.1 概述 /57

2.2 基礎(chǔ) /59

2.2.1 點缺陷 / 60

2.2.2 線缺陷/61

2.2.3 面缺陷/64

2.2.4 擴散過程/66

2.2.5 二元相圖 /68

2.3 核應(yīng)用的材料分類/70

2.3.1 鋼 /72

2.3.2 超合金 / 87

2.3.3 難熔合金 /93

2.3.4 鋯合金 /95

2.3.5 金屬間化合物 /96

2.3.6 納米結(jié)構(gòu)材料/98

2.3.7 陶瓷材料 /106

2.3.8 涂層 /109

參考文獻/109

第3章 部件及部件生產(chǎn)

3.1 核電廠部件 /116

3.1.1 容器/117

3.1.2 燃料元件/122

3.1.3 控制棒 / 126

3.1.4 其他堆內(nèi)構(gòu)件/127

3.1.5 管道和蒸汽發(fā)生器/128

3.1.6 中間熱交換器 /129

3.1.7 能量轉(zhuǎn)化系統(tǒng)/132

3.1.8 核裂變電廠的材料/133

3.1.9 聚變堆 /135

3.2 制造工藝 /138

3.2.1 熔煉/139

3.2.2 成形 /141

3.3 粉末冶金 / 144

3.3.1 粉末生產(chǎn)/145

3.3.2 粉末壓制/146

3.4 石墨 /148

3.5 纖維增強材料/149

3.6 連接工藝 / 151

3.6.1 埋弧焊和鎢極氣體保護焊 /151

3.6.2 焊縫缺陷 /152

3.6.3 其他連接方法/154

3.7 涂層和表面處理/156

3.7.1 襯里/157

3.7.2 化學氣相沉積/158

3.7.3 物理氣相沉積/159

3.7.4 熱噴涂 /159

3.7.5 其他表面處理/160

參考文獻 / 160

第4章 核電廠材料的力學性能

4.1 概述 /164

4.2 材料強度 /165

4.2.1 單晶的塑性變形 /165

4.2.2 應(yīng)力-應(yīng)變曲線/166

4.2.3 強化機制 /169

4.3 韌性 / 171

4.3.1 沖擊試驗和斷口形貌轉(zhuǎn)變溫度/171

4.3.2 斷裂韌性 /173

4.4 蠕變 / 180

4.4.1 蠕變曲線/180

4.4.2 應(yīng)力斷裂曲線/182

4.4.3 金屬中的高溫蠕變機制 /184

4.4.4 蠕變損傷/188

4.4.5 應(yīng)力斷裂數(shù)據(jù)的外推/189

4.4.6 蠕變裂紋擴展/192

4.4.7 核電廠陶瓷材料的熱蠕變/194

4.5 疲勞 / 195

4.5.1 簡介 /195

4.5.2 基本原理/195

4.5.3 疲勞試驗結(jié)果的表示/196

4.5.4 疲勞裂紋擴展/199

4.5.5 疲勞的表象學 /202

4.5.6 蠕變-疲勞的交互作用/204

參考文獻 / 208

......


展開全部

核電廠材料 作者簡介

（瑞士）沃爾夫?qū)?middot;霍費爾納：就職于瑞士蘇黎世和洛桑瑞士聯(lián)邦技術(shù)研究院（Swiss Federal Institute of Technology），任超高溫反應(yīng)堆系統(tǒng)指導委員會（VHTR）的瑞士代表、VHTR項目管理局材料部門的聯(lián)合主席，主要研究領(lǐng)域是先進核電廠高溫材料（HT—MAT）。

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