第1章 緒言
1.1清潔能源、低碳經(jīng)濟(jì)與核能
1.1.1核能發(fā)電的意義
1.1.2核能發(fā)電的現(xiàn)狀
1.2反應(yīng)堆與核電站
1.2.1反應(yīng)堆和核電站
1.2.2反應(yīng)堆的類別
1.2.3壓水堆與沸水堆的特點(diǎn)
1.2.4核電技術(shù)的發(fā)展
1.3核電材料
1.3.1核反應(yīng)堆芯主要材料
1.3.2核反應(yīng)堆材料一些術(shù)語(yǔ)
1.4核電安全
1.4.1核電站安全長(zhǎng)期運(yùn)行是極為重要的問(wèn)題
1.4.2核電材料老化、腐蝕與安全措施
參考文獻(xiàn)
第2章 壓水堆主系統(tǒng)及主要設(shè)備
2.1壓水堆核電站的組成
2.2一回路系統(tǒng)及主設(shè)備
2.2.1反應(yīng)堆壓力容器
2.2.2蒸汽發(fā)生器
2.2.3堆內(nèi)構(gòu)件
2.2.4穩(wěn)壓器
2.2.5主管道
2.2.6反應(yīng)堆冷卻劑泵及其軸封系統(tǒng)
2.2.7安全殼
2.3一回路重要輔助系統(tǒng)概述
2.4二回路系統(tǒng)簡(jiǎn)述
2.5核電站設(shè)備的腐蝕
2.5.1概述
2.5.2核反應(yīng)堆系統(tǒng)水化學(xué)環(huán)境
2.5.3壓水堆（PWR）設(shè)備材料
2.5.4核電站材料腐蝕主要類型
2.5.5PWR結(jié)構(gòu)材料的腐蝕控制
參考文獻(xiàn)
第3章 壓水堆主設(shè)備的老化退化
3.1反應(yīng)堆壓力容器的老化退化
3.1.1輻照脆化
3.1.2熱老化
3.1.3回火脆化
3.1.4疲勞
3.1.5腐蝕
3.1.6磨損
3.1.7反應(yīng)堆壓力容器材料失效案例
3.1.8反應(yīng)堆壓力容器材料應(yīng)用性能的改善
3.2蒸汽發(fā)生器的老化退化
3.2.1結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)、制造及材料中可能的薄弱環(huán)節(jié)
3.2.2傳熱管的老化退化
3.2.3筒身、給水管嘴和管板老化退化
3.3堆內(nèi)構(gòu)件的老化退化
3.3.1輻照脆化
3.3.2疲勞
3.3.3輻照促進(jìn)應(yīng)力腐蝕破裂
3.3.4輻照腫脹
3.3.5機(jī)械磨損
3.3.6控制棒束導(dǎo)向管定位銷釘?shù)腜WSCC
3.3.7控制堆內(nèi)構(gòu)件老化的對(duì)策
3.4穩(wěn)壓器的老化退化
3.4.1疲勞
3.4.2腐蝕
3.5主管道的老化退化
3.5.1沖刷腐蝕
3.5.2疲勞
3.5.3熱老化
3.6反應(yīng)堆冷卻劑泵的老化退化
3.6.1沖刷腐蝕
3.6.2疲勞
3.7主泵老化退化
3.8安全殼材料的腐蝕與延壽
參考文獻(xiàn)
第4章 壓水堆二回路、三回路材料腐蝕及腐蝕案例
4.1腐蝕環(huán)境
4.1.1海水環(huán)境
4.1.2大氣環(huán)境
4.1.3土壤環(huán)境
4.2二、三回路材料的腐蝕
4.2.1二回路材料腐蝕
4.2.2三回路結(jié)構(gòu)材料常見(jiàn)腐蝕
4.2.3三回路及電站其他設(shè)施用不銹鋼的海水腐蝕
4.3腐蝕案例
4.3.1二回路腐蝕案例
4.3.2三回路腐蝕案例
4.3.3核電站其他設(shè)備的腐蝕案例
參考文獻(xiàn)
第5章 核電站中的非金屬材料
5.1非金屬材料作為核電站燃料及結(jié)構(gòu)材料
5.1.1核電站用非金屬核燃料
5.1.2反應(yīng)堆控制棒用硼的碳化物、硼合金
5.1.3熱屏蔽和中子屏蔽用非金屬材料
5.1.4熱傳輸系統(tǒng)中的非金屬材料
5.1.5堆內(nèi)控制、監(jiān)測(cè)用絕緣材料
5.2核電站其他安全防護(hù)、防腐等用非金屬材料
5.2.1陶瓷材料
5.2.2玻璃
5.2.3碳系非金屬材料
5.2.4水泥等硅酸鹽材料
5.2.5高分子材料
5.3核電站非金屬材料的老化與防護(hù)
5.3.1核電站混凝土
5.3.2核電站橡膠材料
5.3.3核電站有機(jī)涂層
5.3.4核電站玻璃鋼
參考文獻(xiàn)
第6章 核電技術(shù)創(chuàng)新發(fā)展
6.1第一、第二代核電技術(shù)
6.2新型核電反應(yīng)堆型開(kāi)發(fā)
6.2.1世界核電公司發(fā)展與重組
6.2.2核電技術(shù)發(fā)展新趨勢(shì)
6.3第三代核電技術(shù)
6.3.1第三代核電站設(shè)計(jì)特點(diǎn)
6.3.2第三代核電站性能特點(diǎn)
6.3.3第三代核電技術(shù)在我國(guó)的發(fā)展
6.4第四代核電技術(shù)
6.4.1發(fā)展歷程
6.4.2技術(shù)目標(biāo)
6.4.36種概念堆型
參考文獻(xiàn)
第7章 壓水堆核燃料元件腐蝕、安全與創(chuàng)新
7.1鈾和二氧化鈾燃料的腐蝕
7.1.1鈾及其腐蝕
7.1.2二氧化鈾的輻照腫脹與腐蝕
7.2鋯合金包殼材料在一回路冷卻水中的腐蝕
7.2.1均勻腐蝕
7.2.2氫腐蝕
7.2.3癤狀腐蝕
7.2.4輻照對(duì)腐蝕的影響
7.2.5鋯合金包殼在失水事故下的行為
7.3核電站元件材料安全與延壽
7.3.1深燃耗下的燃料組件問(wèn)題和對(duì)策
7.3.2核電廠反應(yīng)堆堆芯及燃料參數(shù)改進(jìn)
7.3.3改進(jìn)鋯合金包殼材料在核反應(yīng)堆中應(yīng)用
7.3.4新型高性能鋯合金包殼材料的開(kāi)發(fā)應(yīng)用
7.4高性能燃料組件及其研究
7.4.1Performance+燃料組件
7.4.2AFA3G燃料組件
7.4.3HTP燃料組件
7.4.4System80+燃料組件
7.4.5VVER1000燃料組件
7.4.6MOX燃料組件
7.4.7國(guó)外高性能燃料元件研究動(dòng)向
7.4.8我國(guó)高性能燃料元件研究
參考文獻(xiàn)
第8章 核電站（廠）的老化管理
8.1概述
8.2核電設(shè)備老化管理的監(jiān)管體系
8.2.1世界發(fā)達(dá)國(guó)家核電設(shè)備老化管理現(xiàn)狀
8.2.2中國(guó)核電設(shè)備老化管理現(xiàn)狀
8.3核電設(shè)備老化研究
8.3.1核電設(shè)備老化行為研究
8.3.2核電設(shè)備老化檢查和監(jiān)督
8.3.3核電設(shè)備老化評(píng)估
8.3.4核電設(shè)備老化緩解技術(shù)
8.4核電設(shè)備老化管理實(shí)施
8.4.1核電設(shè)備老化管理目標(biāo)
8.4.2核電設(shè)備老化管理策略
8.4.3核電設(shè)備老化管理模式
8.4.4核電設(shè)備老化管理計(jì)劃
8.4.5老化管理組織機(jī)構(gòu)
8.4.6老化管理工作的持續(xù)改進(jìn)機(jī)制
8.4.7老化管理信息系統(tǒng)
8.5老化管理數(shù)據(jù)庫(kù)
8.5.1老化管理和評(píng)估的一般數(shù)據(jù)需求
8.5.2老化管理數(shù)據(jù)庫(kù)的設(shè)計(jì)
8.6典型安全重要設(shè)備的老化管理
8.6.1反應(yīng)堆壓力容器（RPV）
8.6.2蒸汽發(fā)生器（SG）
8.6.3一回路管道系統(tǒng)
8.6.4安全殼
參考文獻(xiàn)
索引
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