核電廠材料

定　價：￥180.00

作　者：	（瑞士）沃爾夫岡·霍費爾納
出版社：	上海科學技術出版社
叢編項：
標　簽：	暫缺

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ISBN：	9787547833629	出版時間：	2017-01-01	包裝：
開本：	16開	頁數：	368	字數：

內容簡介

　　本書系統(tǒng)介紹了核反應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)、材料設計和壽命管理的理論知識。本書共分8章，分別介紹了核電廠部件及其制造技術、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計、壽命和殘余壽命。本書是一本的關于核電廠材料問題的專著，可供核電廠方面從業(yè)人員以及核工程專業(yè)和核電材料專業(yè)學生們學習和使用。

作者簡介

　　上海核工程研究設計院誕生于1970年2月8日，原名728工程研究設計院，現隸屬于國家電力投資集團公司，以核電廠的研發(fā)、設計、運行服務為主營業(yè)務，具有工程設計、工程咨詢、工程造價咨詢、建設項目環(huán)境影響評價等甲級資質。上海核工院完成了中國核電“三個第1”，即完成了我國第1座自行設計、自行建造核電站（秦山30萬千瓦核電站）、第1座出口核電工程（巴基斯坦恰?，?0萬千瓦核電站）的設計，以及第1座重水反應堆秦山三期核電工程的技術支持和工程建造管理工作。目前，正承擔著三代核電技術AP1000的引進消化吸收和再創(chuàng)新任務，從事AP1000依托項目設計、CAP1000標準設計、大型先進壓水堆核電站重大專項CAP1400示范工程的研發(fā)與設計，以及其它核電工程研發(fā)設計與技術服務。

圖書目錄

1 核電廠
1.1 當前反應堆
1.1.1壓水反應堆
1.1.2沸水反應堆
1.1.3 CANDU反應堆
1.1.4先進氣體反應堆
1.2反應堆概念的改進和發(fā)展
1.2.1先進輕水反應堆
1.2.2先進重水反應堆
1.2.3小型模塊化反應堆
1.2.4先進的新型反應堆概念
1.3中子譜、快堆和燃料循環(huán)……
1.3.1中子譜
1.3.2燃料循環(huán)
1.4第四代核電站
1.4.1鈉冷快堆
1.4.2鉛冷快堆
1.4.3超高溫反應堆系統(tǒng)
1.4.4氣冷快堆系統(tǒng)研發(fā)
1.4.5超臨界水堆
1.4.6熔鹽堆
1.5其他先進的核電站概念
1.5.1行波反應堆
1.5.2加速器驅動系統(tǒng)
1.5.3空間核電站
1.5.4核聚變
1.6核能與電能和熱能的轉化
參考文獻
2材料
2.1簡介
2.2基礎知識
2.2.1點缺陷
2.2.2線缺陷
2.2.3面缺陷
2.2.4擴散過程
2.2.5二元相圖
2.3核材料的種類
2.3.1鋼
2.3.2高溫合金
2.3.3難熔合金
2.3.4鋯合金
2.3.5金屬間化合物
2.3.6納米結構材料
2.3.7陶瓷材料
2.3.8涂料
參考文獻
3組件及生產
3.1核電站組件
3.1.1容器
3.1.2燃料元件
3.1.3控制桿
3.1.4其他反應堆內部結構
3.1.5管道和蒸汽發(fā)生器
3.1.6中間熱交換器
3.1.7能源轉換系統(tǒng)
3.1.8核裂變材料
3.1.9融合
3.2生產技術
3.2.1熔化
3.2.2塑形
3.3粉末冶金
3.3.1粉末生產
3.3.2粉末壓制
3.4石墨
3.5纖維增強材料
3.6融合過程
3.6.1埋弧焊和鎢極氬弧焊
3.6.2焊縫缺陷
3.6.3其他粘結方法
3.7涂層和表面處理
3.7.1內襯
3.7.2化學氣相沉積
3.7.3物理氣相沉積
3.7.4熱噴涂
3.7.5其他表面處理
參考文獻
4核材料的力學性能
4.1簡介
4.2材料強度
4.2.1單晶塑性變形
4.2.2應力 - 應變曲線
4.2.3強化機制
4.3韌性
4.3.1沖擊試驗和斷裂面轉變溫度
4.3.2斷裂韌性
4.4蠕變
4.4.1蠕變曲線
4.4.2應力斷裂曲線
4.4.3金屬熱蠕變的機制的
4.4.4蠕變損傷
4.4.5應力斷裂數據外推法
4.4.6蠕變裂紋擴展
4.4.7核電站陶瓷材料的熱蠕變
4.5疲勞
4.5.1簡介
4.5.2基本原則
4.5.3疲勞結果的表示
4.5.4疲勞裂紋擴展
4.5.5疲勞現象
4.5.6蠕變疲勞相互作用
參考文獻
5輻射損傷
5.1簡介
5.2早期輻射損傷
5.3輻射產生的點缺陷的應對
5.3.1溫度的影響
5.3.2晶格類型影響
5.3.3化學成分的影響
5.4其他類型的輻射損傷
5.4.1輻射引起的離析（RIS）
5.4.2輻射析出
5.4.3非晶化
5.4.4異類原子的生成
5.5輻射導致的尺寸變化
5.5.1輻射腫脹
5.5.2輻射蠕變
5.6高溫輻射效應
5.7輻射對力學性能的影響
5.7.1強度和韌性
5.7.2輻射對疲勞和疲勞裂紋擴展的影響
5.7.3蠕變和蠕變疲勞
5.8非金屬結構材料的輻射損傷
5.8.1石墨
5.8.2碳化硅
5.9組件輻射損傷
5.9.1輕水反應堆
5.9.2先進反應堆的輻射損傷
參考文獻
6核電站的環(huán)境損害
6.1腐蝕的基礎知識
6.1.1腐蝕的形式
6.1.2腐蝕試驗
6.1.3應力腐蝕開裂（SCC）
6.1.4腐蝕和疲勞載荷
6.1.5高溫的影響
6.2輕水反應堆的環(huán)境影響
6.2.1基礎知識
6.2.2壓力邊界
6.2.3反應堆內部
6.2.4鋯合金包層腐蝕
6.3先進反應堆的環(huán)境影響
6.3.1鈉冷快堆
6.3.2高溫氣體反應堆
6.3.3其他高級核電站
6.4核聚變
參考文獻
7先進的機械測試和分析方法
7.1簡介
7.2微機械測試
7.2.1疲勞裂紋擴展試驗
7.2.2斷裂韌性試驗
7.2.3剪切沖壓
7.2.4微納米硬度測試
7.2.5微量樣品的壓縮和拉伸試驗
7.3先進的輔助設備
7.3.1輻射
7.3.2利用聚焦離子束制備微量樣品
7.3.3微量樣品幾何變化的測量
7.4顯微組織調查
7.4.1掃描電子顯微鏡
7.4.2透射電子顯微鏡
7.4.3其他分析技術
7.4.4光束線分析
7.5建模技術
7.5.1第一原則
7.5.2分子動力學
7.5.3蒙特卡羅動力學和速率理論
7.5.4位錯動力學
7.5.5熱力學計算
7.5.6多尺度建模的一些結果
7.6展望
參考文獻
8設計、生命周期和剩余壽命
8.1簡介
8.2負荷和應力的組件
8.2.1等效應力
8.2.2凹位
8.3代碼和設計規(guī)則
8.3.1代碼的一般結構
8.3.2材料選擇問題
8.4材料性能數據庫需求
8.5無損檢測/評估
8.5.1一般注意事項
8.5.2無損檢測技術
8.5.3先進的材料特性
8.5.4 先進核能系統(tǒng)的無損檢測
8.5.5 反應堆壓力容器案例
參考文獻