核電廠材料

內(nèi)容概要

　　《核電廠材料》主要內(nèi)容包括：材料學(xué)的基礎(chǔ)知識，核電廠材料的功能、性質(zhì)和堆內(nèi)及事故工況下的行為，老化管理和失效分析等。其中核島所用材料包括核燃料、包殼材料、壓力容器材料、堆內(nèi)構(gòu)件材料、冷卻劑材料、慢化劑材料、反射材料、控制材料、屏蔽材料等，在有關(guān)章節(jié)對常規(guī)島所用的材料也作了簡單介紹。最后對核反應(yīng)堆的故障和失效分析介紹了一些實例?！逗穗姀S材料》是壓水堆核電廠操縱人員基礎(chǔ)理論培訓(xùn)系列教材之一，也可供從事核電工程的相關(guān)技術(shù)人員及高等院校核工程專業(yè)的師生參考。

書籍目錄

第1章  緒論  1.1  核電廠系統(tǒng)和組成  1.2  核電廠材料的分類  1.3  核電廠主要部件用材    1.3.1  核電廠主要部件用材組成    1.3.2  各類反應(yīng)堆的用材組成  復(fù)習(xí)題第2章  材料學(xué)基礎(chǔ)  2.1  晶體結(jié)構(gòu)    2.1.1  晶系、晶面指數(shù)和晶向指數(shù)    2.1.2  金屬與陶瓷的典型晶體結(jié)構(gòu)    2.1.3  晶體缺陷  2.2  二元合金相圖    2.2.1  合金的構(gòu)造    2.2.2  合金相圖簡介    2.2.3  鐵碳合金相圖    2.2.4  金屬及合金的塑性變形    2.2.5  鋼的熱處理  2.3  材料的常見缺陷  復(fù)習(xí)題第3章  材料的性能  3.1  材料的物理性能    3.1.1  密度    3.1.2  熔點(diǎn)    3.1.3  比熱容    3.1.4  導(dǎo)熱系數(shù)    3.1.5  熱膨脹  3.2  材料的機(jī)械性能（力學(xué)性能）    3.2.1  硬度    3.2.2  拉伸性能    3.2.3  沖擊性能    3.2.4  斷裂韌性    3.2.5  蠕變性能    3.2.6  疲勞性能  3.3  材料的腐蝕性能    3.3.1  化學(xué)腐蝕和電化學(xué)腐蝕    3.3.2  局部的電化學(xué)腐蝕    3.3.3  液態(tài)金屬環(huán)境下的腐蝕    3.3.4  材料在海洋環(huán)境下的腐蝕  3.4  材料的輻照效應(yīng)    3.4.1  兩種主要的輻照    3.4.2  輻照損傷機(jī)理    3.4.3  輻照損傷一般規(guī)律  復(fù)習(xí)題第4章  核燃料  4.1  燃料的分類    4.1.1  金屬型燃料    4.1.2  陶瓷型燃料    4.1.3  彌散型燃料    4.1.4  其他形式燃料  4.2  二氧化鈾燃料    4.2.1  二氧化鈾的基本性質(zhì)    4.2.2  二氧化鈾燃料的制造    4.2.3  二氧化鈾燃料的堆內(nèi)行為  4.3  MOX燃料及其應(yīng)用  4.4  核燃料循環(huán)    4.4.1  鈾—钚循環(huán)    4.4.2  釷—鈾循環(huán)  復(fù)習(xí)題第5章  包殼材料  5.1  包殼材料簡介    5.1.1  包殼材料的工作環(huán)境和對材料的要求    5.1.2  包殼材料的選擇  5.2  鋯及其合金    5.2.1  金屬鋯的性能    5.2.2  鋯合金  5.3  鋯—4合金    5.3.1  鋯—4合金堆外性能    5.3.2  鋯合金包殼管的制造工藝    5.3.3  鋯合金包殼管的堆內(nèi)行為    5.3.4  失水條件下鋯合金包殼的行為  復(fù)習(xí)題第6章  結(jié)構(gòu)材料  6.1  壓力容器材料    6.1.1  壓水堆壓力容器的特殊性    6.1.2  壓力容器的結(jié)構(gòu)及選材要求    6.1.3  壓力容器全壽期監(jiān)督的必要性    6.1.4  壓力容器制造關(guān)鍵工藝    6.1.5  壓力容器鋼的性能要求與試驗方法  6.2  奧氏體不銹鋼    6.2.1  不銹鋼的歷史    6.2.2  不銹鋼的分類及應(yīng)用    6.2.3  奧氏體不銹鋼的性能    6.2.4  奧氏體不銹鋼中的常見相  6.3  鎳基及鐵鎳基耐熱合金    6.3.1  成分特點(diǎn)和強(qiáng)化措施    6.3.2  腐蝕性能    6.3.3  蒸汽發(fā)生器常見故障和預(yù)防措施    6.3.4  600合金，690合金及800合金性能比較    6.3.5  腐蝕產(chǎn)物造成的一次系統(tǒng)放射性污染積累  6.4  核電廠結(jié)構(gòu)常用金屬材料    6.4.1  碳鋼    6.4.2  鈦及鈦合金    6.4.3  軸承合金  6.5  材料選擇基礎(chǔ)  復(fù)習(xí)題第7章  反應(yīng)堆其他材料  7.1  控制材料    7.1.1  控制方式和控制特點(diǎn)    7.1.2  主要的控制材料  7.2  慢化和反射材料  7.3  冷卻劑材料  7.4  屏蔽材料    7.4.1  非金屬屏蔽材料    7.4.2  金屬屏蔽材料    7.4.3  混凝土    7.4.4  有機(jī)屏蔽材料  復(fù)習(xí)題第8章  老化管理和失效分析基礎(chǔ)  8.1  老化管理    8.1.1  關(guān)鍵設(shè)備    8.1.2  核電廠的老化管理思路    8.1.3  國外老化管理經(jīng)驗和前期工作  8.2  失效分析基礎(chǔ)    8.2.1  斷裂的種類    8.2.2  斷裂的過程    8.2.3  失效分析方法    8.2.4  掃描電鏡下的斷口特征  8.3  失效分析時的注意事項  8.4  失效分析的一些實例    8.4.1  實例1  燃料元件鋯包殼管表面島形麻點(diǎn)分析    8.4.2  實例2  碘應(yīng)力腐蝕試件的早期破損    8.4.3  實例3  鈉回路管道的缺陷分析    8.4.4  實例4  微堆工藝管腐蝕分析    8.4.5  實例5  機(jī)車曲軸斷裂    8.4.6  實例6  控制棒驅(qū)動機(jī)構(gòu)處導(dǎo)向管漏水事件    8.4.7  實例7  吊籃下部支撐件的壓蓋螺栓斷裂    8.4.8  實例8  導(dǎo)套管磨損    8.4.9  實例9  主泵失效事件    8.4.10  實例10  儀表管線漏水事件  復(fù)習(xí)題索引參考文獻(xiàn)

編輯推薦

阮於珍編著的《核電廠材料》是根據(jù)核電基礎(chǔ)理論培訓(xùn)教材編寫大綱要求，在廣泛聽取核電專家意見的基礎(chǔ)上編寫的，是《壓水堆核電廠操縱人員基礎(chǔ)理論培訓(xùn)系列教材》之一，也可供核電廠相關(guān)人員參考。    全書共分8章。第1章緒論；第2章介紹材料學(xué)的基本內(nèi)容和研究方法；第3章敘述核材料在反應(yīng)堆環(huán)境下的物理、機(jī)械、腐蝕和輻照等性能；第4章在概括介紹各種反應(yīng)堆燃料后，重點(diǎn)介紹二氧化鈾燃料的性能和堆內(nèi)行為；第5章介紹鋯和鋯合金的性能，以及鋯合金包殼事故工況下的行為；第6章重點(diǎn)介紹壓力容器制造的關(guān)鍵工藝及其全壽期監(jiān)督的原因和方法，還介紹了其他常用的堆內(nèi)結(jié)構(gòu)材料；第7章主要介紹控制材料、慢化劑材料、反射材料、冷卻劑材料和屏蔽材料等；第8章簡單介紹一些核部（零）件老化管理和失效分析的知識。

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