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核反應(yīng)堆材料(上中下冊) 本書為十三五國家重點(diǎn)圖書出版規(guī)劃項(xiàng)目核能與核技術(shù)出版工程(第二期)之一。本書以壓水堆核電站相關(guān)材料為主,但也適當(dāng)包含了與第四代核電站相關(guān)的材料。全書分上、中、下3冊。主要內(nèi)容包括核裂變?nèi)剂,核燃料元件的包殼材料,核反?yīng)堆壓力容器鋼,蒸汽發(fā)生器材料,反應(yīng)堆堆芯中各種構(gòu)件材料,材料的輻照效應(yīng),核反應(yīng)堆的控制、中子慢化與冷卻劑材料,以及鈉冷快中子增殖堆材料。本書可供從事核工程專業(yè)的科研人員和工程技術(shù)人員閱讀參考,也可供高校及科研院所相關(guān)專業(yè)的師生參考。
核反應(yīng)堆材料既具有材料的通性,又具有核的特性,因而,需要把建造核反應(yīng)堆所用的各種材料從材料的領(lǐng)域中獨(dú)立出來進(jìn)行研究和討論。我國建立核工業(yè)體系半個(gè)多世紀(jì)以來,已經(jīng)取得了不少重要的成果,及時(shí)對核反應(yīng)堆材料方面所取得的成果進(jìn)行總結(jié)是非常必要的。本書取材于國內(nèi)外大量相關(guān)資料,包含了我國科研和工程技術(shù)人員取得的大量成果。 本書的內(nèi)容以壓水堆的材料為主,因?yàn)閴核咽钱?dāng)前我國核電發(fā)展的主要堆型,但也適當(dāng)包含了與第四代核電站相關(guān)的材料,這是因?yàn)槲覈膶?shí)驗(yàn)鈉冷快中子增殖堆已經(jīng)建成,工程示范堆的土建也已經(jīng)在2017年底開工,這是核能利用和發(fā)展方針中三步走(熱中子堆、快堆、聚變堆)的第二步。本書的前兩章講述核裂變?nèi)剂系膯栴},包括陶瓷燃料、金屬燃料和彌散型燃料,這是核反應(yīng)堆中的核心材料,通過核裂變釋放出核能加以利用是核燃料中特有的問題。第3章講述核燃料元件的包殼材料鋯合金問題,由于鋯合金具有特殊的核性能,是壓水堆中一種重要的結(jié)構(gòu)材料。包殼材料隔離了核燃料與冷卻劑,防止它們之間發(fā)生反應(yīng),阻止放射性物質(zhì)泄漏至冷卻劑中,同時(shí),還可將核裂變產(chǎn)生的熱能傳遞至冷卻劑,是核反應(yīng)堆的道安全屏障。自2011年日本福島核電廠事故后,提出了發(fā)展事故容錯(cuò)燃料(accident tolerance fuel, ATF)組件的需求,希望發(fā)展一種新型的包殼材料替代鋯合金,提高燃料元件在事故工況下的抵抗能力,但要實(shí)現(xiàn)這一目標(biāo)還有一個(gè)漫長的過程。第4章和第5章講述核反應(yīng)堆壓力容器鋼的問題,由于壓力容器是一個(gè)巨大的部件,在核反應(yīng)堆中也是無法更換的部件,但是它在服役過程中因受到中子輻照,鋼的韌脆轉(zhuǎn)變溫度升高導(dǎo)致無法繼續(xù)使用,因而,壓力容器鋼的輻照脆化問題是制約核電站服役壽命的主要因素。第6章講述蒸汽發(fā)生器材料,蒸汽發(fā)生器是將冷卻核燃料元件過程中生成的高溫高壓一回路水通過熱交換將二回路水加熱生成無放射性的高溫高壓蒸汽的環(huán)節(jié),它的穩(wěn)定運(yùn)行與核電站的經(jīng)濟(jì)性和安全性密切相關(guān)。第7章講述反應(yīng)堆堆芯中各種構(gòu)件所用的不銹鋼及鎳基合金等材料在高溫高壓水及中子輻照環(huán)境下的降級失效問題,這是反應(yīng)堆材料在服役時(shí)所特有的問題,與核電的經(jīng)濟(jì)性和安全性密切相關(guān),也是開發(fā)新材料時(shí)應(yīng)該首先關(guān)心的問題。第8章講述材料的輻照損傷問題,這是反應(yīng)堆材料服役時(shí)遇到的特殊問題。材料在受到中子照射轟擊時(shí),晶體點(diǎn)陣會(huì)因?yàn)樵拥碾x位而產(chǎn)生缺陷和損傷,中子被原子核俘獲后又會(huì)產(chǎn)生各種不同的核反應(yīng),這些過程都會(huì)引起材料性質(zhì)的改變。雖然在其他各章中或多或少會(huì)提到這方面的問題,但是作為反應(yīng)堆材料在服役時(shí)遇到的這類重要問題,仍然有必要以獨(dú)立的章節(jié)來論述其基本規(guī)律。第9章講述中子的慢化、控制和屏蔽材料,這是保證核反應(yīng)堆運(yùn)行時(shí)的可控性和安全性所必需的材料,也是核反應(yīng)堆中的特殊材料。第10章講述鈉冷快中子增殖堆材料,由于快堆在運(yùn)行時(shí)不僅消耗核燃料,而且還可以增殖核燃料,可以將不能發(fā)生裂變的238U轉(zhuǎn)化為可裂變的239Pu,因而這種反應(yīng)堆中所用的核燃料、冷卻劑及結(jié)構(gòu)材料等與壓水堆的都有所不同,該章講述快堆中的核燃料和結(jié)構(gòu)材料等問題。 我國核電的快速發(fā)展需要大批掌握核電工程技術(shù)的人才,除了過去少數(shù)幾所高校設(shè)置了核工程專業(yè)外,近幾年又有多所高校增設(shè)了核工程專業(yè)。在這樣的背景下,由我國科技人員撰寫出版核反應(yīng)堆材料方面的書籍是非常必要的,及時(shí)總結(jié)取得的成果,便于該領(lǐng)域內(nèi)的科研和工程技術(shù)人員及相關(guān)專業(yè)的在校師生閱讀參考。本書組織了老、中、青三代人參加撰寫,既體現(xiàn)了老一代人在發(fā)展我國核工業(yè)中做出的貢獻(xiàn),也體現(xiàn)了青年一代人在我國核工業(yè)發(fā)展過程中的茁壯成長,在每一章的輯封處都注明了作者的名字,
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第4章反應(yīng)堆壓力容器輻照效應(yīng)及表征評價(jià)佟振峰楊文677 第5章核反應(yīng)堆壓力容器模擬鋼熱時(shí)效過程中顯微組織的 第6章核電站蒸汽發(fā)生器材料夏爽861
第8章材料輻照效應(yīng)賀新福楊文1065 第9章核反應(yīng)堆控制、慢化和冷卻劑材料焦擁軍1203 第10章快中子反應(yīng)堆堆型材料謝光善1273 索引1393 上冊目錄 上冊目錄
1.1裂變反應(yīng)堆燃料概論003 1.1.1主要核反應(yīng)及能量轉(zhuǎn)換003 1.1.2裂變產(chǎn)物006 1.1.3燃耗008 1.1.4燃料輻照的一般現(xiàn)象009 1.1.5對燃料的一般要求016 1.1.6燃料的分類019 1.2陶瓷燃料019 1.2.1陶瓷燃料的種類020 1.2.2燃料基本性能025 1.2.3陶瓷燃料的輻照行為045 1.2.4應(yīng)用經(jīng)驗(yàn)084 1.2.5制造工藝086 1.3金屬燃料126 1.3.1金屬燃料的基本性質(zhì)126 1.3.2金屬燃料的輻照行為197 1.3.3金屬燃料的使用經(jīng)驗(yàn)217 1.3.4金屬燃料的制造220 1.4可燃毒物燃料227 1.4.1可燃毒物燃料原理228 1.4.2可燃毒物的要求230 1.4.3可燃毒物的使用方式231 1.4.4可燃毒物燃料的制造233 1.4.5應(yīng)用經(jīng)驗(yàn)238 1.5釷基燃料240 1.5.1釷/鈾循環(huán)的特點(diǎn)241 1.5.2釷基燃料性能249 1.5.3釷燃料應(yīng)用經(jīng)驗(yàn)267 1.5.4釷基燃料的制造268 1.6液體燃料272 1.6.1液體燃料的優(yōu)勢273 1.6.2液體燃料的性能277 1.6.3運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)293 參考文獻(xiàn)295 第2章彌散型核燃料應(yīng)詩浩303 2.1概述305 2.2彌散型燃料的研究開發(fā)和應(yīng)用306 2.2.1動(dòng)力堆彌散型燃料306 2.2.2研究試驗(yàn)堆燃料313 2.3彌散型燃料理論325 2.3.1裂變碎片損傷區(qū)325 2.3.2理想彌散體330 2.3.3實(shí)際彌散型燃料333 2.4燃料元件的研究開發(fā)和鑒定337 2.4.1階段: 候選燃料選擇339 2.4.2第二階段: 概念設(shè)計(jì)和可行性研究340 2.4.3第三階段: 燃料設(shè)計(jì)改進(jìn)和評價(jià)341 2.4.4第四階段: 燃料鑒定和示范343 2.5彌散型燃料制造344 2.5.1燃料元件的制造研究開發(fā)344 2.5.2燃料芯體制備346 2.5.3彌散型燃料元件制造和燃料組件組裝359 2.6彌散型燃料的熱物理性能、力學(xué)性能和化學(xué)相容性370 2.6.1熱物理性能371 2.6.2力學(xué)性能378 2.6.3化學(xué)相容性383 2.6.4固有安全的燃料設(shè)計(jì)400 2.7彌散型燃料的輻照穩(wěn)定性403 2.7.1鈾化物輻照的正常腫脹和加速腫脹403 2.7.2正常輻照腫脹404 2.7.3加速輻照腫脹(起泡等)410 2.7.4各種彌散型燃料的起泡閾值溫度總結(jié)440 2.7.5提高燃料元件起泡閾值溫度的途徑443 參考文獻(xiàn)448
第3章水冷核反應(yīng)堆用鋯合金姚美意欒佰峰457 3.1鋯的基本性質(zhì)459 3.1.1晶體結(jié)構(gòu)459 3.1.2核性能460 3.1.3物理性能460 3.1.4化學(xué)性能461 3.1.5力學(xué)性能462 3.2鋯的合金化463 3.2.1合金元素選擇的原則463 3.2.2鋯合金相圖464 3.2.3鋯合金的發(fā)展477 3.3鋯和鋯合金的制備482 3.3.1核級海綿鋯的制備482 3.3.2鋯合金型材的制備485 3.4鋯合金的顯微組織493 3.4.1鋯合金的典型顯微組織特征493 3.4.2鋯合金中典型的第二相497 3.5鋯合金的腐蝕行為505 3.5.1堆外腐蝕試驗(yàn)時(shí)常用的水化學(xué)條件及 3.5.2合金成分對鋯合金耐腐蝕性能的影響509 3.5.3熱加工工藝對鋯合金耐腐蝕性能的影響524 3.5.4水化學(xué)對鋯合金耐腐蝕性能的影響529 3.5.5其他因素對鋯合金耐腐蝕性能的影響530 3.6氧化膜特性與鋯合金耐腐蝕性能之間的關(guān)系534 3.6.1ZrO2的相結(jié)構(gòu)變化和特征534 3.6.2鋯合金氧化膜的典型顯微組織及其演化行為536 3.6.3鋯合金中第二相的氧化行為557 3.6.4鋯合金的耐腐蝕性能與氧化膜中的應(yīng)力和缺陷 3.6.5氧化膜生長各向異性特征570 3.6.6鋯合金的初期氧化行為572 3.6.7鋯合金氧化膜中和O/M界面處元素分布特征的 3.7鋯合金腐蝕的相關(guān)機(jī)理584 3.7.1腐蝕轉(zhuǎn)折機(jī)理585 3.7.2癤狀腐蝕機(jī)理585 3.7.3ZrSn系鋯合金在LiOH水溶液中腐蝕加速的 3.7.4ZrNb系鋯合金在LiOH水溶液中腐蝕加速的 3.8鋯合金的吸氫行為592 3.8.1氫的固溶度592 3.8.2氫化物析出行為593 3.8.3腐蝕吸氫594 3.8.4氫致延遲開裂605 3.9鋯合金的力學(xué)性能610 3.9.1鋯合金拉伸性能610 3.9.2鋯合金的熱蠕變性能616 3.9.3疲勞性能628 3.10鋯合金在反應(yīng)堆內(nèi)的行為638 3.10.1輻照效應(yīng)和輻照損傷638 3.10.2堆內(nèi)的腐蝕和吸氫行為648 3.10.3鋯合金包殼和燃料芯體的相互作用653 3.10.4鋯合金包殼在失水事故下的行為655 3.11展望660 參考文獻(xiàn)662 第4章反應(yīng)堆壓力容器輻照效應(yīng)及表征評價(jià)佟振峰楊文677 4.1反應(yīng)堆壓力容器概述679 4.1.1反應(yīng)堆壓力容器設(shè)計(jì)680 4.1.2反應(yīng)堆壓力容器材料686 4.2反應(yīng)堆壓力容器材料輻照脆化機(jī)制693 4.2.1中子輻照引起的基體缺陷694 4.2.2溶質(zhì)原子沉淀物696 4.2.3磷元素的偏析701 4.2.4壓力容器鋼輻照脆化的影響因素702 4.3輻照對壓力容器鋼力學(xué)性能的影響708 4.3.1壓力容器鋼力學(xué)性能概述708 4.3.2壓力容器的斷裂失效模式711 4.3.3輻照后材料力學(xué)性能的測試技術(shù)712 4.3.4輻照硬化與輻照脆化720 4.4在役反應(yīng)堆壓力容器的性能評估727 4.4.1壓力容器材料輻照后關(guān)注的力學(xué)性能728 4.4.2壓力容器監(jiān)督項(xiàng)目728 4.4.3中子參數(shù)測量733 4.4.4輻照溫度監(jiān)測734 4.4.5目前用于評估壓力容器脆化的方法735 4.4.6壓力容器的船型取樣740 4.4.7壓力容器的退火和再輻照742 4.5輻照對壓力容器運(yùn)行的影響744 4.5.1輻照對壓力容器運(yùn)行影響的概述744 4.5.2反應(yīng)堆壓力容器完整性調(diào)整參數(shù)746 4.5.3斷裂韌性曲線748 4.5.4壓力溫度運(yùn)行限值曲線751 4.5.5承壓熱沖擊753 4.5.6緩解措施753 4.5.7許可事項(xiàng)754 參考文獻(xiàn)754 第5章核反應(yīng)堆壓力容器模擬鋼熱時(shí)效過程中顯微組織的 5.1RPV模擬鋼熱時(shí)效過程中原子團(tuán)簇析出行為762 5.1.1富銅原子團(tuán)簇析出初期特征762 5.1.2富銅原子團(tuán)簇長大過程中的成分變化767 5.1.3納米富銅相析出及長大過程中晶體結(jié)構(gòu)的 5.1.4富銅析出相的晶體結(jié)構(gòu)、尺寸大小與化學(xué)成分 5.2合金元素和雜質(zhì)元素磷對RPV模擬鋼中富銅原子團(tuán)簇 5.2.1鎳的影響797 5.2.2鎳和錳的影響803 5.2.3硅的影響810 5.2.4磷的影響815 5.2.5RPV模擬鋼熱時(shí)效過程中CuNiMnSi 5.3缺陷對富銅原子團(tuán)簇析出過程的影響822 5.4溶質(zhì)和雜質(zhì)原子在晶界以及相界面的偏聚特征822 5.4.1相界面處不同元素原子的偏聚823 5.4.2Fe晶界處不同元素原子的偏聚833 5.4.3位錯(cuò)處幾種元素原子的偏聚838 5.4.4熱時(shí)效過程中磷在相界面上的偏聚842 5.5納米富銅相的析出對RPV模擬鋼韌脆轉(zhuǎn)變溫度的 5.6納米富銅相的變形行為850 5.6.1未變形的納米富銅相851 5.6.2滑移變形的納米富銅相852 5.6.3孿生變形的納米富銅相853 5.6.4形變誘發(fā)相變的納米富銅相854 參考文獻(xiàn)856 第6章核電站蒸汽發(fā)生器材料夏爽861 6.1蒸汽發(fā)生器的作用及結(jié)構(gòu)863 6.2輕水堆SG傳熱管材料866 6.2.1傳熱管選材的演變866 6.2.2傳熱管的加工制造簡介874 6.2.3傳熱管的特殊熱處理對晶界碳化物析出及晶界 6.2.4鎳基合金的有序化888 6.2.5晶界工程在傳熱管材料中的應(yīng)用890 6.3SG傳熱管與管板的連接方式894 6.4SG支撐板的材料及設(shè)計(jì)895 6.5SG傳熱管在高溫高壓水中的性能降級896 6.5.1SG傳熱管內(nèi)/外側(cè)水化學(xué)899 6.5.2鎳基合金在高溫高壓水中形成的氧化膜903 6.5.3應(yīng)力腐蝕開裂912 6.5.4腐蝕疲勞926 6.5.5傳熱管的微動(dòng)磨損、磨損以及減薄928 6.5.6點(diǎn)蝕929 6.5.7凹陷930 6.5.8耗蝕930 6.6部分第四代核電反應(yīng)堆SG材料930 6.6.1快堆SG主要材料931 6.6.2高溫氣冷堆SG材料932 參考文獻(xiàn)933
下冊目錄 第7章壓水堆核電站核島主設(shè)備材料在高溫水中的應(yīng)力腐蝕 7.1前言947 7.1.1壓水堆核電站核島主設(shè)備構(gòu)件材料948 7.1.2壓水堆核電站冷卻劑的水化學(xué)條件951 7.1.3壓水堆核電站核島主設(shè)備典型構(gòu)件材料的環(huán)境 7.2壓水堆核電站核島主設(shè)備典型構(gòu)件的應(yīng)力腐蝕開裂952 7.2.1鎳基合金及焊接金屬構(gòu)件952 7.2.2不銹鋼構(gòu)件956 7.2.3反應(yīng)堆堆內(nèi)構(gòu)件輻照促進(jìn)應(yīng)力腐蝕開裂簡介957 7.3不銹鋼與焊接金屬應(yīng)力腐蝕開裂的特征及其影響因素964 7.3.1微結(jié)構(gòu)與預(yù)形變的影響 965 7.3.2溫度對應(yīng)力腐蝕開裂的影響987 7.3.3載荷對應(yīng)力腐蝕開裂的影響992 7.3.4水介質(zhì)中溶解氫和溶解氧對應(yīng)力腐蝕開裂的 7.4鎳基合金與焊接金屬應(yīng)力腐蝕開裂特征及影響因素1007 7.4.1材料特性對應(yīng)力腐蝕開裂的影響1007 7.4.2環(huán)境因素對應(yīng)力腐蝕開裂的影響1030 7.5核電站核島主設(shè)備材料在高溫水中應(yīng)力腐蝕開裂機(jī)理 7.5.1應(yīng)力腐蝕開裂模型及主要特征1040 7.5.2高溫水中應(yīng)力腐蝕開裂力學(xué)電化學(xué)耦合機(jī)制及 7.5.3基于形變/氧化交互作用應(yīng)力腐蝕開裂模型的 7.5.4基于形變/氧化交互作用應(yīng)力腐蝕開裂模型的 參考文獻(xiàn)1058 第8章材料輻照效應(yīng)賀新福楊文1065 8.1材料輻照效應(yīng)簡介1067 8.1.1材料輻照損傷的基本過程1068 8.1.2材料輻照效應(yīng)發(fā)展歷史、現(xiàn)狀及趨勢1070 8.1.3材料輻照效應(yīng)的研究方法1071 8.2粒子與物質(zhì)相互作用1072 8.2.1二體碰撞過程及能量傳遞1074 8.2.2級聯(lián)碰撞1082 8.2.3損傷速率及損傷劑量1091 8.2.4表面損傷1092 8.3點(diǎn)缺陷特性及微觀結(jié)構(gòu)演化1093 8.3.1點(diǎn)缺陷的特征及相互作用1094 8.3.2點(diǎn)缺陷與位錯(cuò)、晶界等相互作用1101 8.3.3微觀結(jié)構(gòu)演化與速率理論1103 8.4輻照硬化與脆化1114 8.4.1輻照硬化微觀機(jī)理1116 8.4.2RPV鋼的輻照硬化與脆化1119 8.4.3鐵素體/馬氏體鋼的輻照硬化與脆化1122 8.4.4輻照后奧氏體不銹鋼的拉伸性能1127 8.5輻照腫脹與輻照蠕變1130 8.5.1輻照腫脹1131 8.5.2輻照蠕變1149 8.5.3輻照腫脹與蠕變的關(guān)系1180 8.6輻照生長與輻照疲勞1183 8.6.1輻照生長1183 8.6.2輻照疲勞1186 8.7模擬輻照技術(shù)1189 8.7.1電子輻照1189 8.7.2離子輻照1191 8.8輻照損傷的多尺度模擬1192 8.8.1歐盟RPV鋼輻照脆化多尺度模擬1193 8.8.2美國RPV鋼輻照脆化多尺度模擬1196 參考文獻(xiàn)1197 第9章核反應(yīng)堆控制、慢化和冷卻劑材料焦擁軍1203 9.1控制材料1205 9.1.1對控制材料的要求1206 9.1.2銀銦鎘1207 9.1.3含有硼的控制材料1212 9.1.4硼酸1217 9.1.5鉿1220 9.1.6釓1234 9.2慢化劑1237 9.2.1中子慢化的基本原理1238 9.2.2重水1247 9.2.3石墨1252 9.2.4鈹和其他慢化劑材料1257 9.3冷卻劑材料1262 9.3.1主要功能和要求1262 9.3.2輕水及其蒸汽1265 9.3.3二氧化碳和氦氣1267 9.3.4液態(tài)金屬鈉1270 參考文獻(xiàn)1272 第10章快中子反應(yīng)堆堆型材料謝光善1273 10.1概論1275 10.1.1快堆和熱堆1275 10.1.2有效利用鈾資源1277 10.1.3快堆燃料組件結(jié)構(gòu)1280 10.1.4燃料組件制造1284 10.1.5燃料后處理1286 10.2快堆燃料1287 10.2.1燃料選擇準(zhǔn)則1288 10.2.2燃料發(fā)展史1288 10.2.3混合氧化物燃料1291 10.2.4混合氧化物燃料堆內(nèi)性能1293 10.2.5氧化物燃料化學(xué)1330 10.2.6先進(jìn)型快堆燃料1333 10.3快堆結(jié)構(gòu)材料1337 10.3.1選材準(zhǔn)則1338 10.3.2結(jié)構(gòu)材料發(fā)展史1340 10.3.3奧氏體不銹鋼的晶體結(jié)構(gòu)1346 10.3.4奧氏體不銹鋼的輻照性能1347 10.3.5包殼腐蝕1365 10.3.6高鎳合金1369 10.3.7鐵素體馬氏體鋼1371 10.4燃料棒破損1375 10.4.1破損的產(chǎn)生1375 10.4.2燃料棒破損前的T0狀態(tài)1377 10.4.3氣體泄漏和鈉進(jìn)入1378 10.4.4氧化物燃料與鈉反應(yīng)及其后果1379 10.4.5包殼破損和DND信號1380 10.5燃料組件性能1383 10.5.1外套管形變1384 10.5.2燃料棒束性能1389 參考文獻(xiàn)1391 索引1393
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