核電廠材料 下載 mobi epub pdf 電子書 2024

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　　《核電廠材料》一書的作者是瑞士加入國際第IV代（核電廠）倡議後在“甚高溫反應堆係統指導委員會的瑞士代錶，也是VHTR項目管理局材料部門的聯閤主席，對先進核電廠相關的結構材料問題有全麵透徹的瞭解。本書將對我國核電材料的設計、研究和開發具有一定的參考價值。

內容簡介

　　本書係統介紹瞭核反應堆堆型以及核電廠所用材料、材料特性和材料所麵臨的挑戰、材料設計和壽命管理的理論知識。本書共分8章，分彆介紹瞭核電廠部件及其製造技術、核材料的力學性能、輻照損傷、核電廠中的環境損傷、先進的力學試驗和分析方法以及核電廠材料的設計、壽命和殘餘壽命。本書是一本的關於核電廠材料問題的專著，可供核電廠方麵從業人員以及核工程專業和核電材料專業學生們學習和使用。

作者簡介

上海核工程研究設計院誕生於1970年2月8日，原名728工程研究設計院，現隸屬於國傢電力投資集團公司，以核電廠的研發、設計、運行服務為主營業務，具有工程設計、工程谘詢、工程造價谘詢、建設項目環境影響評價等甲級資質。

上海核工院完成瞭中國核電“三個第1”，即完成瞭我國第1座自行設計、自行建造核電站（秦山30萬韆瓦核電站）、第1座齣口核電工程（巴基斯坦恰希瑪30萬韆瓦核電站）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示範工程的研發與設計，以及其它核電工程研發設計與技術服務。

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……
1.3.1中子譜
1.3.2燃料循環
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超高溫反應堆係統
1.4.4氣冷快堆係統研發
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加速器驅動係統
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綫缺陷
2.2.3麵缺陷
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高溫閤金
2.3.3難熔閤金
2.3.4鋯閤金
2.3.5金屬間化閤物
2.3.6納米結構材料
2.3.7陶瓷材料
2.3.8塗料
參考文獻
3組件及生産
3.1核電站組件
3.1.1容器
3.1.2燃料元件
3.1.3控製杆
3.1.4其他反應堆內部結構
3.1.5管道和蒸汽發生器
3.1.6中間熱交換器
3.1.7能源轉換係統
3.1.8核裂變材料
3.1.9融閤
3.2生産技術
3.2.1熔化
3.2.2塑形
3.3粉末冶金
3.3.1粉末生産
3.3.2粉末壓製
3.4石墨
3.5縴維增強材料
3.6融閤過程
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塗層和錶麵處理
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熱噴塗
3.7.5其他錶麵處理
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 - 應變麯綫
4.2.3強化機製
4.3韌性
4.3.1衝擊試驗和斷裂麵轉變溫度
4.3.2斷裂韌性
4.4蠕變
4.4.1蠕變麯綫
4.4.2應力斷裂麯綫
4.4.3金屬熱蠕變的機製的
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疲勞結果的錶示
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輻射産生的點缺陷的應對
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輻射析齣
5.4.3非晶化
5.4.4異類原子的生成
5.5輻射導緻的尺寸變化
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碳化矽
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鋯閤金包層腐蝕
6.3先進反應堆的環境影響
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剪切衝壓
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利用聚焦離子束製備微量樣品
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光束綫分析
7.5建模技術
7.5.1第一原則
7.5.2分子動力學
7.5.3濛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、生命周期和剩餘壽命
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 先進核能係統的無損檢測
8.5.5 反應堆壓力容器案例
參考文獻

前言/序言

　　在全球應對溫室效應的背景下，核能作為一種能夠減少二氧化碳排放量的低碳能源，同時還具有燃料消耗少、發電成本低和運行穩定的優點，受到能源界的青睞。2011年日本“福島核電站事故”引發瞭人們對核安全的擔憂，但同時也提升瞭核能界對裂變核電廠更大的興趣。人們把目光投嚮瞭效率和安全性更高的先進核電廠，第IV代核反應堆概念是1999年在美國核學會年會上為滿足安全、經濟、可持續發展、極少廢物的生成、燃料增殖風險低等基本要求提齣的新一代先進核反應堆概念。2000年，為瞭進一步發展第IV代核反應堆概念，又組建瞭Gen-IV國際論壇（GIF），中國積極參與瞭該項研發工作，並在高溫氣冷堆領域處於國際領先水平。除此之外，近年來還有聚變堆等先進概念受到瞭廣泛的關注。
　　我國於2007年引進瞭美國第III代先進非能動壓水堆核電廠AP1000技術，AP1000是國際上研發成功的III代+先進核電廠技術之一，並獲得瞭美國核管會批準。中國在消化吸收AP1000技術的基礎上，自主開發瞭大型先進壓水堆核電廠CAP1400。“大型壓水堆核電站重大專項”是國傢“十二五”期間確定的重大專項之一，上海核工程研究設計院是大型先進壓水堆核電廠CAP1400的設計單位和該重大專項研究課題的主要承擔單位。在課題研究過程中，課題組成員調研和查找瞭大量的國內外文獻資料，本書就是其中之一。書中對各種堆型核電廠及其結構材料以及相關的理論和工藝知識作瞭較為全麵的介紹。由於國內針對核電廠材料的專門書籍還很少，齣版本書的中譯本對廣大讀者瞭解國際核能發展現狀，促進我國核電材料設計、研究和開發，具有一定的參考價值。
　　本書作者沃爾夫岡?霍費爾納博士長期在瑞士聯邦技術研究院工作，是瑞士加入國際第IV代（核電廠）倡議後在“甚高溫反應堆係統指導委員會（VHTRSystemsSteeringCommittee）”的瑞士代錶，也是VHTR項目管理局材料部門的聯閤主席，因此對先進核電廠相關的結構材料問題有全麵而透徹的瞭解。譯者希望通過本書中譯本的齣版能夠使讀者在瞭解先進核電廠結構材料問題方麵有一定的藉鑒、啓發和幫助作用。本書各章都附有大量參考文獻，也為讀者進一步深入探討提供瞭便利。
　　本書的翻譯工作由上海核工程研究設計院工程設備所材料組的專業技術人員承擔，具體分工如下：寜鼕，前言、第1章和第2章；王弘昶、王秉熙，第3章；王永東，第4章4.5節前，王弘昶、楊義忠、石悠，第4章4.5節後；楊義忠，第5章；王誼清，第6章；石悠，第7章；李玲，第8章。另外，寜鼕對全書進行瞭統稿和校對。這裏，我們特彆感謝上海交通大學材料學院陳世樸教授，他不僅翻譯瞭本書的導論，還對全書譯稿進行瞭認真細緻的校訂和審核，正是在陳世樸教授的幫助下，纔使得本書得以按時順利齣版。另外，我們也對上海交通大學材料學院顧劍峰教授和上海科學技術齣版社的姚晨輝老師真誠負責的指導錶示由衷的感謝。
　　我們真誠希望本書的中譯本能夠成為廣大讀者的一本有用的參考書。
　　由於本書涉及多學科交叉的知識領域，加之受到齣版計劃的時間所限，譯文中難免存在疏漏及不足之處，敬請讀者批評指正。
　　譯者

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