核电厂材料
本书特色
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本书系统介绍了核反应堆堆型以及核电厂所用材料、材料特性和材料所面临的挑战、材料设计和寿命管理的理论知识。本书共分8章,分别介绍了核电厂部件及其制造技术、核材料的力学性能、辐照损伤、核电厂中的环境损伤、先进的力学试验和分析方法以及核电厂材料的设计、寿命和残余寿命。本书是一本的关于核电厂材料问题的专著,可供核电厂方面从业人员以及核工程专业和核电材料专业学生们学习和使用。
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作者简介
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上海核工程研究设计院诞生于1970年2月8日,原名728工程研究设计院,现隶属于国家电力投资集团公司,以核电厂的研发、设计、运行服务为主营业务,具有工程设计、工程咨询、工程造价咨询、建设项目环境影响评价等甲级资质。
上海核工院完成了中国核电“三个第一”,即完成了我国第一座自行设计、自行建造核电站(秦山30万千瓦核电站)、第一座出口核电工程(巴基斯坦恰希玛30万千瓦核电站)的设计,以及第一座重水反应堆秦山三期核电工程的技术支持和工程建造管理工作。
目前,正承担着三代核电技术AP1000的引进消化吸收和再创新任务,从事AP1000依托项目设计、CAP1000标准设计、大型先进压水堆核电站重大专项CAP1400示范工程的研发与设计,以及其它核电工程研发设计与技术服务。
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目录
1 核电厂1.1 当前反应堆1.1.1压水反应堆1.1.2沸水反应堆1.1.3 CANDU反应堆1.1.4先进气体反应堆1.2反应堆概念的改进和发展1.2.1先进轻水反应堆1.2.2先进重水反应堆1.2.3小型模块化反应堆1.2.4先进的新型反应堆概念1.3中子谱、快堆和燃料循环……1.3.1中子谱1.3.2燃料循环1.4第四代核电站1.4.1钠冷快堆1.4.2铅冷快堆1.4.3超高温反应堆系统1.4.4气冷快堆系统研发1.4.5超临界水堆1.4.6熔盐堆1.5其他先进的核电站概念1.5.1行波反应堆1.5.2加速器驱动系统1.5.3空间核电站1.5.4核聚变1.6核能与电能和热能的转化参考文献2材料2.1简介2.2基础知识2.2.1点缺陷2.2.2线缺陷2.2.3面缺陷2.2.4扩散过程2.2.5二元相图2.3核材料的种类2.3.1钢2.3.2高温合金2.3.3难熔合金2.3.4锆合金2.3.5金属间化合物2.3.6纳米结构材料2.3.7陶瓷材料2.3.8涂料参考文献3组件及生产3.1核电站组件3.1.1容器3.1.2燃料元件3.1.3控制杆3.1.4其他反应堆内部结构3.1.5管道和蒸汽发生器3.1.6中间热交换器3.1.7能源转换系统3.1.8核裂变材料3.1.9融合3.2生产技术3.2.1熔化3.2.2塑形3.3粉末冶金3.3.1粉末生产3.3.2粉末压制3.4石墨3.5纤维增强材料3.6融合过程3.6.1埋弧焊和钨极氩弧焊3.6.2焊缝缺陷3.6.3其他粘结方法3.7涂层和表面处理3.7.1内衬3.7.2化学气相沉积3.7.3物理气相沉积3.7.4热喷涂3.7.5其他表面处理参考文献4核材料的力学性能4.1简介4.2材料强度4.2.1单晶塑性变形4.2.2应力 – 应变曲线4.2.3强化机制4.3韧性4.3.1冲击试验和断裂面转变温度4.3.2断裂韧性4.4蠕变4.4.1蠕变曲线4.4.2应力断裂曲线4.4.3金属热蠕变的机制的4.4.4蠕变损伤4.4.5应力断裂数据外推法4.4.6蠕变裂纹扩展4.4.7核电站陶瓷材料的热蠕变4.5疲劳4.5.1简介4.5.2基本原则4.5.3疲劳结果的表示4.5.4疲劳裂纹扩展4.5.5疲劳现象4.5.6蠕变疲劳相互作用参考文献5辐射损伤5.1简介5.2早期辐射损伤5.3辐射产生的点缺陷的应对5.3.1温度的影响5.3.2晶格类型影响5.3.3化学成分的影响5.4其他类型的辐射损伤5.4.1辐射引起的离析(RIS)5.4.2辐射析出5.4.3非晶化5.4.4异类原子的生成5.5辐射导致的尺寸变化5.5.1辐射肿胀5.5.2辐射蠕变5.6高温辐射效应5.7辐射对力学性能的影响5.7.1强度和韧性5.7.2辐射对疲劳和疲劳裂纹扩展的影响5.7.3蠕变和蠕变疲劳5.8非金属结构材料的辐射损伤5.8.1石墨5.8.2碳化硅5.9组件辐射损伤5.9.1轻水反应堆5.9.2先进反应堆的辐射损伤参考文献6核电站的环境损害6.1腐蚀的基础知识6.1.1腐蚀的形式6.1.2腐蚀试验6.1.3应力腐蚀开裂(SCC)6.1.4腐蚀和疲劳载荷6.1.5高温的影响6.2轻水反应堆的环境影响6.2.1基础知识6.2.2压力边界6.2.3反应堆内部6.2.4锆合金包层腐蚀6.3先进反应堆的环境影响6.3.1钠冷快堆6.3.2高温气体反应堆6.3.3其他高级核电站6.4核聚变参考文献7先进的机械测试和分析方法7.1简介7.2微机械测试7.2.1疲劳裂纹扩展试验7.2.2断裂韧性试验7.2.3剪切冲压7.2.4微纳米硬度测试7.2.5微量样品的压缩和拉伸试验7.3先进的辅助设备7.3.1辐射7.3.2利用聚焦离子束制备微量样品7.3.3微量样品几何变化的测量7.4显微组织调查7.4.1扫描电子显微镜7.4.2透射电子显微镜7.4.3其他分析技术7.4.4光束线分析7.5建模技术7.5.1**原则7.5.2分子动力学7.5.3蒙特卡罗动力学和速率理论7.5.4位错动力学7.5.5热力学计算7.5.6多尺度建模的一些结果7.6展望参考文献8设计、生命周期和剩余寿命8.1简介8.2负荷和应力的组件8.2.1等效应力8.2.2凹位8.3代码和设计规则8.3.1代码的一般结构8.3.2材料选择问题8.4材料性能数据库需求8.5无损检测/评估8.5.1一般注意事项8.5.2无损检测技术8.5.3先进的材料特性8.5.4 先进核能系统的无损检测8.5.5 反应堆压力容器案例参考文献
封面
书名:核电厂材料
作者:沃尔夫冈.霍费尔纳
页数:332
定价:¥180.0
出版社:上海科学技术出版社
出版日期:2017-01-01
ISBN:9787547833629
PDF电子书大小:55MB 高清扫描完整版
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