核材料与应用 下载 mobi epub pdf 电子书 2024

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《核材料与应用》是为工程物理系本科生“核材料系列课程”编写的教材之一，针对不同的材料、不同的结构、不同的工况，从材料科学与工程四面体角度，分析了材料成分、组织结构、加工制造以及性能与功能之间的关系，以便为核工程选材以及分析、解决反应堆材料问题提供坚实的基础与依据。

内容简介

《核材料与应用》是为工程物理系本科生“核材料系列课程”编写的教材之一，内容包括核能利用与核材料，核燃料，锆合金包壳材料，压力壳用低合金高强度钢，反应堆用不锈钢，核电厂用高温合金及耐热钢，高温气冷堆用石墨材料，快堆燃料和包壳材料，中子吸收材料及屏蔽材料，聚变堆材料等共10章，涉及核材料与应用的各个方面。
本书针对不同的材料，如核压力容器用钢、反应堆用不锈钢、耐热钢、高温合金、锆合金、控制、慢化和反射材料等，不同的结构，如燃料元件、燃料元件包壳、核压力容器、主管道、蒸汽发生器等，不同的工况，如高温、高温度梯度、高热流、高速流场的作用及高剂量辐照等，从材料科学与工程四面体角度，分析了材料成分、组织结构、加工制造以及性能与功能之间的关系，以便为核工程选材以及分析、解决反应堆材料问题提供坚实的基础与依据。
本书对从事反应堆材料和反应堆设计、研究、运行、生产和教学以及其他相关材料专业的科技人员、大学生、研究生都有参考价值。

目录

第1章核能利用与核材料

1.1核电发展概况

1.1.1天然的核反应堆

1.1.2核电厂的原理及优势

1.1.3核电厂系统组成

1.1.4核电厂主要反应堆类型

1.1.5世界核电发展历史和现状

1.1.6中国核电发展后来居上

1.2核反应堆部件的功能和工件环境

1.2.1核燃料元件

1.2.2慢化剂

1.2.3冷却剂

1.2.4堆内构件

1.2.5控制棒组件

1.2.6反射层

1.2.7反应堆容器

1.2.8安全壳

1.2.9屏蔽层

1.2.10回路管道

1.2.11主泵

1.2.12蒸汽发生器

1.2.13稳压器

1.3对核反应堆材料的要求

1.3.1低中子俘获截面

1.3.2辐照稳定性

1.3.3耐蚀性

1.3.4相容性

1.4核电厂材料的分类

1.4.1常规岛用材料

1.4.2反应堆核岛用材料

1.5利用材料科学与工程四要素分析核材料

1.5.1材料科学与工程四要素

1.5.2各类核反应堆电厂的结构部件及所用材料

1.5.3压水堆核电厂结构及所用材料

复习题及习题

第2章核燃料

2.1核燃料概述

2.1.1核燃料的分类

2.1.2核燃料资源

2.1.3裂变核燃料的临界质量和临界体积

2.1.4核燃料的入堆形式

2.1.5裂变核燃料的富集度·浓缩铀

2.1.6裂变核燃料材料的类型和化学成分

2.1.7核燃料的增殖

2.2金属型燃料

2.2.1铀和铀合金

2.2.2铀�差歇诧�合金

2.3二氧化铀燃料的制造

2.3.1二氧化铀作为核燃料的优势

2.3.2二氧化铀燃料芯块的生产流程

2.3.3对UF6原料和二氧化铀粉末产品的初步了解

2.3.4二氧化铀粉末的生产

2.3.5二氧化铀芯块的生产

2.3.6压水堆燃料元件(棒)制造

2.3.7燃料组件

2.4二氧化铀的基本性质

2.4.1铀�惭跸迪嗤�

2.4.2物理性质

2.4.3热物理性质

2.4.4二氧化铀燃料的力学性能

2.4.5二氧化铀燃料的化学性能

2.5二氧化铀芯块的堆内行为

2.5.1辐照下二氧化铀燃料中发生的现象

2.5.2芯块开裂

2.5.3芯块密实化

2.5.4重结构

2.5.5辐照肿胀

2.5.6裂变气体释放

2.5.7氧及可挥发性裂变产物的再分布

2.6MOX燃料

2.7高性能陶瓷燃料

2.7.1陶瓷型燃料对比

2.7.2碳化物燃料

2.7.3氮化物燃料

2.8其他燃料

2.9核燃料循环

2.9.1裂变核燃料循环

2.9.2聚变核燃料循环

2.9.3核反应堆中放射性物质的生成

2.9.4核裂变与裂变能

2.9.5核裂变中生成的放射性物质

2.9.6放射性废弃物及其处理和处置

复习题及习题

第3章锆合金包壳材料

3.1热堆燃料元件包壳材料选取原则

3.1.1包壳的作用及包壳材料应具备的条件

3.1.2各种热堆包壳材料简介

3.1.3轻水堆包壳材料非锆莫属

3.2金属锆的基本性质

3.2.1锆的发展简史

3.2.2锆的矿物资源

3.2.3锆的基本性质

3.2.4锆的晶体结构

3.2.5锆的塑性形变特点

3.3锆的合金化

3.3.1锆合金的合金化原理

3.3.2锆锡合金的发展

3.3.3锆合金包壳材料的成分及其作用

3.4锆合金在反应堆中的应用

3.4.1锆合金用于反应堆的发展历程

3.4.2作为燃料包壳材料的锆合金

3.4.3用于反应堆的其他锆合金

3.4.4中国的锆合金发展

3.5锆合金管的制造

3.5.1锆合金管制造工艺流程

3.5.2冶炼和铸锭制造

3.5.3压力加工和热处理

3.5.4锆合金包壳的微观组织结构和宏观特性

3.6锆合金的力学性质

3.6.1Zr��2和Zr��4合金的基本力学性质

3.6.2Zr��2和Zr��4合金的蠕变性能

3.7锆合金包壳管的堆内行为

3.7.1表面腐蚀(氧化)

3.7.2吸氢与氢脆

3.7.3锆合金辐照生长

3.7.4力学性能变化

3.7.5芯块与包壳的相互作用

3.8事故条件下锆合金管的行为

3.8.1失水事故条件下锆合金包壳管的行为

3.8.2堆芯熔毁事故条件下的包壳行为

复习题及习题

第4章压力壳用低合金高强度钢

4.1钢及镍合金构成轻水堆的骨架和循环系统

4.1.1一座100万kW核电厂要使用5万t以上的优质钢材

4.1.2压力容器的作用及服役条件分析

4.1.3压力容器成形加工及焊接

4.1.4压水堆核电厂核岛部分用大型锻件

4.2反应堆压力容器及选材特殊要求

4.2.1反应堆容器及对反应堆安全的保障

4.2.2反应堆对钢和镍合金材料的特殊要求

4.3核电压力容器用钢及其演化历史

4.3.1核电压力容器用钢简介

4.3.2核电压力容器用钢的演化历史

4.3.3压力容器钢及其性质

4.4SA508(20 MnMoNi)系列钢的化学成分和力学性能

4.4.1压水堆压力容器用钢的化学成分和力学性能

4.4.2SA508系列钢中的主要元素及其作用

4.5SA508��3钢的冶炼、加工及热处理

4.5.1SA508��3钢的冶炼

4.5.2通过控制锻造提高合金钢的性能

4.5.3借由γ→α相变实现α相晶粒细化

4.5.4贝氏体组织SA508��3压力容器用钢

4.5.5调质处理的SA508��3压力容器用钢

4.6压力容器钢的辐照脆化及其影响因素

4.6.1压力容器钢的辐照脆化

4.6.2压力容器钢的辐照脆化的影响因素

4.7大型锻件中的氢及氢损伤

4.7.1大型锻件中氢的来源

4.7.2氢在钢中的存在状态

4.7.3氢在钢中的渗透与溶解

4.7.4氢对钢力学性能的影响

4.7.5氢脆理论

复习题及习题

第5章反应堆用不锈钢

5.1何谓不锈钢

5.1.1不锈钢的定义

5.1.2不锈钢“不生锈”的原因

5.1.3有哪些类型的不锈钢

5.1.4为什么奥氏体不锈钢在反应堆中用得最多

5.2不锈钢的成分和相组成特点

5.2.1各类不锈钢的成分和相组成特点

5.2.2铬镍奥氏体不锈钢的热处理

5.2.3不锈钢的发展和性能提高

5.3不锈钢的基本性质

5.3.1物理性质

5.3.2力学性质

5.3.3耐蚀性

5.4不锈钢在反应堆中的应用

5.4.1堆芯和堆内构件以及控制棒驱动机构用不锈钢和镍合金

5.4.2一回路管道和冷却剂泵用不锈钢

5.4.3对反应堆用不锈钢性能的要求

5.5不锈钢在堆内的腐蚀行为

5.5.1不锈钢在水溶液中的几种主要腐蚀现象

5.5.2奥氏体不锈钢在堆内的腐蚀

5.5.3管道材料的应力腐蚀

复习题及习题

第6章核电厂用高温合金和耐热钢

6.1蒸汽发生器严酷的服役环境

6.1.1反应堆中的蒸汽发生器

6.1.2蒸汽发生器的服役环境和各类腐蚀问题

6.2蒸汽发生器传热管材料现状

6.2.1传热管破损的部位和原因

6.2.2传热管材料现状

6.3反应堆用高温合金

6.3.1高温合金的种类

6.3.2高温合金的合金化原理和相组织

6.3.3合金元素的作用及其对性能的影响

6.3.4镍基合金的抗SCC性能

6.3.5堆芯用镍基合金

6.4耐热钢的合金化原理

6.4.1耐热钢的性能要求

6.4.2耐热钢的合金化措施

6.5超临界发电机组用9%~12%Cr马氏体耐热钢

6.5.1超临界机组发电是提高热效率的有效手段

6.5.2铁素体耐热钢的发展历史

6.5.39%~12%Cr马氏体耐热钢的强化机理

6.5.49%~12%Cr马氏体耐热钢的研究现状及主要存在的问题

6.5.5G115钢的成分设计

复习题及习题

第7章高温气冷堆用石墨材料

7.1高温气冷堆——石墨的用武之地

7.1.1高温气冷堆是第四代反应堆的代表

7.1.2高温气冷堆用石墨材料

7.2石墨的结构、性能及制作工艺

7.2.1石墨的晶体结构

7.2.2石墨的独特性能使其成为核能领域的关键材料

7.2.3核石墨的基本制作工艺

7.3高温气冷堆用包覆颗粒燃料

7.3.1高温气冷堆简介

7.3.2高温气冷堆燃料元件类型

7.3.3包覆燃料颗粒类型

7.3.4燃料核芯类型

7.4高温气冷堆用石墨的发展

7.4.1核石墨的制作

7.4.2石墨在高温气冷堆中的应用

7.4.3各国高温气冷堆石墨的发展

7.4.4核石墨材料的发展方向

复习题及习题

第8章快堆燃料和包壳材料

8.1实现核燃料增殖的有效途径——快中子增殖堆

8.1.1快堆发展已进入第三代

8.1.2可转换核素和核燃料的增殖

8.1.3快中子增殖堆的特征

8.2快堆燃料组件

8.2.1燃料组件的功能和结构

8.2.2快中子增殖堆燃料的发展史、现状和发展趋势

8.3快堆燃料元件的使用环境和性能要求

8.3.1快堆燃料组件极严酷的工作环境

8.3.2快堆燃料芯块的发热分析

8.3.3快堆用二氧化铀燃料

8.4快堆用MOX燃料制造

8.4.1用于快堆和热堆的MOX燃料

8.4.2快堆MOX核燃料组件制造流程

8.4.3MOX粉末制造

8.4.4MOX芯块制造

8.5(U,Pu)O2的基本性质及堆内行为

8.5.1物理性质

8.5.2力学性质

8.5.3堆内行为

8.6快堆包壳材料

8.6.1快堆包壳材料应具备的条件

8.6.2材料选择要求

8.6.3材料的选择和演化

8.7快堆包壳材料的辐照损伤

8.7.1辐照损伤机制

8.7.2不锈钢的辐照效应

8.7.3新型抗肿胀合金

复习题及习题

第9章中子吸收材料及屏蔽材料

9.1中子吸收材料

9.1.1反应堆控制概述

9.1.2碳化硼陶瓷

9.1.3银�差鳘诧雍秃辖�

9.1.4铪

9.1.5稀土氧化物

9.2屏蔽材料

9.2.1辐射屏蔽的基础知识

9.2.2屏蔽材料

复习题及习题

第10章聚变堆材料

10.1聚变能与聚变堆

10.1.1取之不尽，用之不竭的能量源泉

10.1.2聚变堆基本原理——等离子体的约束、加热和诊断

10.1.3磁惯性约束核聚变

10.1.4惯性约束聚变实验装置

10.2聚变堆中的面向等离子体材料

10.2.1聚变堆中的核反应及相关材料问题

10.2.2面向等离子构件的工况及对第一壁材料的要求

10.2.3等离子体�膊牧媳砻嫦嗷プ饔�

10.2.4面向等离子体材料现状

10.2.5高能中子辐照效应

10.3第一壁材料及结构

10.3.1第一壁材料

10.3.2第一壁结构实例

10.4聚变堆设计和工况条件

10.4.1第一壁环境条件

10.4.2真空壁材料的设计限值

10.4.3聚变堆材料与裂变堆材料使用性能的比较

复习题及习题

缩略语

参考文献

精彩书摘

第3章锆合金包壳材料

3.1热堆燃料元件包壳材料选取原则

3.1.1包壳的作用及包壳材料应具备的条件

1. 包壳的作用

燃料元件包壳是保证核反应堆安全的第二道屏障（UO2陶瓷核燃料芯块为第一道），其主要作用有：

（1） 包容裂变产物，阻止裂变产物外泄；

（2） 是燃料和冷却剂之间的隔离屏障，避免燃料与冷却剂发生反应；

（3） 给芯块提供了强度和刚度，是燃料棒几何形状的保持者。

2. 包壳的工作环境

（1） 工作于高温高压的环境中；

（2） 暴露于中子辐射场下；

（3） 在寿期内承受不断增加的应力： 一方面来自于外部冷却剂的压力和热应力，另一方面来自内部的燃料肿胀、裂变气体释放造成的内应力和芯块与包壳相互作用产生的机械应力等。

3. 包壳材料应具备的条件

（1） 具有小的中子吸收截面；

（2） 具有良好的抗辐照损伤能力，并且在快中子辐照下不要产生强的长寿命核素；

（3） 具有良好的抗腐蚀性能，与燃料及冷却剂相容性好；

（4） 具有好的强度、韧性及抗蠕变性能；

（5） 具有好的导热性能及低的线膨胀系数；

（6） 易于加工，焊接性能好；

（7） 材料容易获得，成本低。

4. 金属元素按热中子吸收截面的分类

表3��1列出一些金属元素的热中子吸收截面。按金属元素的热中子吸收截面的大小，可分为以下三类：

（1） 低热中子吸收截面元素： 截面在1b以下；

（2） 中等热中子吸收截面元素： 截面在1~10b之间；

表3��1一些金属元素的热中子吸收截面

1b=10-28m2

……

前言/序言

　　前言

　　本书是为工程物理系本科生“核材料系列课程”编写的教材。该系列课程教材包括《材料学导论》《核能利用与核材料》《核材料与应用》《材料的腐蚀与防护》等。

　　没有核燃料便没有核能发出； 没有核结构材料便不能构成核装置。《核材料与应用》正是针对核燃料和核结构材料这两类材料进行讨论的。内容包括核能利用与核材料，核燃料，锆合金包壳材料，压力壳用低合金高强度钢，反应堆用不锈钢，核电厂用高温合金和耐热钢，高温气冷堆用石墨材料，快堆燃料和包壳材料，中子吸收材料及屏蔽材料，聚变堆材料等共10章，涉及核材料与应用的各个方面。

　　目前，对“核材料”这个名词没有统一的看法和定义。有人认为它是用于核科学和核工程的材料的总称； 有人认为它是专指裂变反应堆和聚变反应堆所用材料； 有人把它定义为裂变材料和聚变材料的总称，即与核燃料的概念相似。

　　广义的核材料是核工业及核科学研究中所专用的材料的总称，也可以把核材料归结为核能材料或核工业所用材料的总称。

　　核燃料是指能产生核裂变或核聚变反应并释放出巨大核能的物质。核燃料可分为裂变燃料和聚变燃料（或称热核燃料）两大类。裂变燃料主要指易裂变核素如铀235、钚239和铀233等。此外，由于铀238和钍232是能够转换成易裂变核素的重要原料，且其本身在一定条件下也可以产生裂变，所以习惯上也称其为核燃料。聚变燃料包含氢的同位素氘、氚，锂6和其化合物等。

　　核工程材料是指反应堆及核燃料循环和核技术中用的各种特殊材料，如反应堆结构材料、元件包壳材料、反应堆控制材料、慢化剂、冷却剂、屏蔽材料等。例如特种铝合金、镁合金、锆合金、铍、低合金高强度钢、特种不锈钢、高温镍基合金、耐热钢、特种石墨、特种陶瓷、混凝土、半导体乃至高分子材料等。

　　材料科学与工程包括四个基本要素，即材料的成分、材料的组织和结构、材料的制备与加工、材料的性能和应用特性，一般形象地将四要素表示为四面体的四个顶点。这是理解材料科学与工程问题的总纲。核材料的研制和应用，核材料在服役过程中受到的影响，核材料的时效、老化、失效乃至核事故的分析等，当然也涵盖在这四个要素之中。显然,整个核工程和核材料领域都离不开材料科学与工程的基础知识。

　　一个核反应堆，它的核心是一个能量密度很高的热源。处在那里的材料自然会面临高温、高温度梯度、高热流、高速流场的作用，这本身已构成很特殊的问题。但是，在这以外最特殊的因素当属材料的核性能和中子的作用。反应堆材料所面临的工况比迄今为止我们遇到的任何工程所面临的条件要复杂得多,包括核燃料的链式反应、放射性、高温、扩散、肿胀，核结构材料的辐照、腐蚀、高温、蠕变环境等。因此人们说： “The importance of behavior of the reactor materials can not be over�瞖mphasized.”意思是说，反应堆材料问题的重要性无论如何强调也不过分。

　　压水堆的“压”，沸水堆的“沸”，高温气冷堆的“高温”，都是为了提高堆芯的能量密度，更高效率地取出能量而采取的非常规措施。但与此同时，核材料必须承受超常的负荷。实际上，这些反应堆的工作参数，如温度、压力、功率密度、燃耗等，无一不是由材料的性能和承受能力来确定的。

　　因此，本课程在讨论材料的性能、制备工艺、使用行为等与成分、微观组织和结构关系的同时，将针对核工程材料的特殊问题，包括材料的核特性、辐照、腐蚀、高温环境等进行论述。只有掌握这些，才能将材料科学的知识升华为核材料科 核材料与应用 下载 mobi epub pdf txt 电子书 格式