核材料與應用 下載 mobi epub pdf 電子書 2024

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《核材料與應用》是為工程物理係本科生“核材料係列課程”編寫的教材之一，針對不同的材料、不同的結構、不同的工況，從材料科學與工程四麵體角度，分析瞭材料成分、組織結構、加工製造以及性能與功能之間的關係，以便為核工程選材以及分析、解決反應堆材料問題提供堅實的基礎與依據。

內容簡介

《核材料與應用》是為工程物理係本科生“核材料係列課程”編寫的教材之一，內容包括核能利用與核材料，核燃料，鋯閤金包殼材料，壓力殼用低閤金高強度鋼，反應堆用不銹鋼，核電廠用高溫閤金及耐熱鋼，高溫氣冷堆用石墨材料，快堆燃料和包殼材料，中子吸收材料及屏蔽材料，聚變堆材料等共10章，涉及核材料與應用的各個方麵。
本書針對不同的材料，如核壓力容器用鋼、反應堆用不銹鋼、耐熱鋼、高溫閤金、鋯閤金、控製、慢化和反射材料等，不同的結構，如燃料元件、燃料元件包殼、核壓力容器、主管道、蒸汽發生器等，不同的工況，如高溫、高溫度梯度、高熱流、高速流場的作用及高劑量輻照等，從材料科學與工程四麵體角度，分析瞭材料成分、組織結構、加工製造以及性能與功能之間的關係，以便為核工程選材以及分析、解決反應堆材料問題提供堅實的基礎與依據。
本書對從事反應堆材料和反應堆設計、研究、運行、生産和教學以及其他相關材料專業的科技人員、大學生、研究生都有參考價值。

目錄

第1章核能利用與核材料

1.1核電發展概況

1.1.1天然的核反應堆

1.1.2核電廠的原理及優勢

1.1.3核電廠係統組成

1.1.4核電廠主要反應堆類型

1.1.5世界核電發展曆史和現狀

1.1.6中國核電發展後來居上

1.2核反應堆部件的功能和工件環境

1.2.1核燃料元件

1.2.2慢化劑

1.2.3冷卻劑

1.2.4堆內構件

1.2.5控製棒組件

1.2.6反射層

1.2.7反應堆容器

1.2.8安全殼

1.2.9屏蔽層

1.2.10迴路管道

1.2.11主泵

1.2.12蒸汽發生器

1.2.13穩壓器

1.3對核反應堆材料的要求

1.3.1低中子俘獲截麵

1.3.2輻照穩定性

1.3.3耐蝕性

1.3.4相容性

1.4核電廠材料的分類

1.4.1常規島用材料

1.4.2反應堆核島用材料

1.5利用材料科學與工程四要素分析核材料

1.5.1材料科學與工程四要素

1.5.2各類核反應堆電廠的結構部件及所用材料

1.5.3壓水堆核電廠結構及所用材料

復習題及習題

第2章核燃料

2.1核燃料概述

2.1.1核燃料的分類

2.1.2核燃料資源

2.1.3裂變核燃料的臨界質量和臨界體積

2.1.4核燃料的入堆形式

2.1.5裂變核燃料的富集度·濃縮鈾

2.1.6裂變核燃料材料的類型和化學成分

2.1.7核燃料的增殖

2.2金屬型燃料

2.2.1鈾和鈾閤金

2.2.2鈾�差歇詫�閤金

2.3二氧化鈾燃料的製造

2.3.1二氧化鈾作為核燃料的優勢

2.3.2二氧化鈾燃料芯塊的生産流程

2.3.3對UF6原料和二氧化鈾粉末産品的初步瞭解

2.3.4二氧化鈾粉末的生産

2.3.5二氧化鈾芯塊的生産

2.3.6壓水堆燃料元件(棒)製造

2.3.7燃料組件

2.4二氧化鈾的基本性質

2.4.1鈾�慚蹕迪嗤�

2.4.2物理性質

2.4.3熱物理性質

2.4.4二氧化鈾燃料的力學性能

2.4.5二氧化鈾燃料的化學性能

2.5二氧化鈾芯塊的堆內行為

2.5.1輻照下二氧化鈾燃料中發生的現象

2.5.2芯塊開裂

2.5.3芯塊密實化

2.5.4重結構

2.5.5輻照腫脹

2.5.6裂變氣體釋放

2.5.7氧及可揮發性裂變産物的再分布

2.6MOX燃料

2.7高性能陶瓷燃料

2.7.1陶瓷型燃料對比

2.7.2碳化物燃料

2.7.3氮化物燃料

2.8其他燃料

2.9核燃料循環

2.9.1裂變核燃料循環

2.9.2聚變核燃料循環

2.9.3核反應堆中放射性物質的生成

2.9.4核裂變與裂變能

2.9.5核裂變中生成的放射性物質

2.9.6放射性廢棄物及其處理和處置

復習題及習題

第3章鋯閤金包殼材料

3.1熱堆燃料元件包殼材料選取原則

3.1.1包殼的作用及包殼材料應具備的條件

3.1.2各種熱堆包殼材料簡介

3.1.3輕水堆包殼材料非鋯莫屬

3.2金屬鋯的基本性質

3.2.1鋯的發展簡史

3.2.2鋯的礦物資源

3.2.3鋯的基本性質

3.2.4鋯的晶體結構

3.2.5鋯的塑性形變特點

3.3鋯的閤金化

3.3.1鋯閤金的閤金化原理

3.3.2鋯锡閤金的發展

3.3.3鋯閤金包殼材料的成分及其作用

3.4鋯閤金在反應堆中的應用

3.4.1鋯閤金用於反應堆的發展曆程

3.4.2作為燃料包殼材料的鋯閤金

3.4.3用於反應堆的其他鋯閤金

3.4.4中國的鋯閤金發展

3.5鋯閤金管的製造

3.5.1鋯閤金管製造工藝流程

3.5.2冶煉和鑄錠製造

3.5.3壓力加工和熱處理

3.5.4鋯閤金包殼的微觀組織結構和宏觀特性

3.6鋯閤金的力學性質

3.6.1Zr��2和Zr��4閤金的基本力學性質

3.6.2Zr��2和Zr��4閤金的蠕變性能

3.7鋯閤金包殼管的堆內行為

3.7.1錶麵腐蝕(氧化)

3.7.2吸氫與氫脆

3.7.3鋯閤金輻照生長

3.7.4力學性能變化

3.7.5芯塊與包殼的相互作用

3.8事故條件下鋯閤金管的行為

3.8.1失水事故條件下鋯閤金包殼管的行為

3.8.2堆芯熔毀事故條件下的包殼行為

復習題及習題

第4章壓力殼用低閤金高強度鋼

4.1鋼及鎳閤金構成輕水堆的骨架和循環係統

4.1.1一座100萬kW核電廠要使用5萬t以上的優質鋼材

4.1.2壓力容器的作用及服役條件分析

4.1.3壓力容器成形加工及焊接

4.1.4壓水堆核電廠核島部分用大型鍛件

4.2反應堆壓力容器及選材特殊要求

4.2.1反應堆容器及對反應堆安全的保障

4.2.2反應堆對鋼和鎳閤金材料的特殊要求

4.3核電壓力容器用鋼及其演化曆史

4.3.1核電壓力容器用鋼簡介

4.3.2核電壓力容器用鋼的演化曆史

4.3.3壓力容器鋼及其性質

4.4SA508(20 MnMoNi)係列鋼的化學成分和力學性能

4.4.1壓水堆壓力容器用鋼的化學成分和力學性能

4.4.2SA508係列鋼中的主要元素及其作用

4.5SA508��3鋼的冶煉、加工及熱處理

4.5.1SA508��3鋼的冶煉

4.5.2通過控製鍛造提高閤金鋼的性能

4.5.3藉由γ→α相變實現α相晶粒細化

4.5.4貝氏體組織SA508��3壓力容器用鋼

4.5.5調質處理的SA508��3壓力容器用鋼

4.6壓力容器鋼的輻照脆化及其影響因素

4.6.1壓力容器鋼的輻照脆化

4.6.2壓力容器鋼的輻照脆化的影響因素

4.7大型鍛件中的氫及氫損傷

4.7.1大型鍛件中氫的來源

4.7.2氫在鋼中的存在狀態

4.7.3氫在鋼中的滲透與溶解

4.7.4氫對鋼力學性能的影響

4.7.5氫脆理論

復習題及習題

第5章反應堆用不銹鋼

5.1何謂不銹鋼

5.1.1不銹鋼的定義

5.1.2不銹鋼“不生銹”的原因

5.1.3有哪些類型的不銹鋼

5.1.4為什麼奧氏體不銹鋼在反應堆中用得最多

5.2不銹鋼的成分和相組成特點

5.2.1各類不銹鋼的成分和相組成特點

5.2.2鉻鎳奧氏體不銹鋼的熱處理

5.2.3不銹鋼的發展和性能提高

5.3不銹鋼的基本性質

5.3.1物理性質

5.3.2力學性質

5.3.3耐蝕性

5.4不銹鋼在反應堆中的應用

5.4.1堆芯和堆內構件以及控製棒驅動機構用不銹鋼和鎳閤金

5.4.2一迴路管道和冷卻劑泵用不銹鋼

5.4.3對反應堆用不銹鋼性能的要求

5.5不銹鋼在堆內的腐蝕行為

5.5.1不銹鋼在水溶液中的幾種主要腐蝕現象

5.5.2奧氏體不銹鋼在堆內的腐蝕

5.5.3管道材料的應力腐蝕

復習題及習題

第6章核電廠用高溫閤金和耐熱鋼

6.1蒸汽發生器嚴酷的服役環境

6.1.1反應堆中的蒸汽發生器

6.1.2蒸汽發生器的服役環境和各類腐蝕問題

6.2蒸汽發生器傳熱管材料現狀

6.2.1傳熱管破損的部位和原因

6.2.2傳熱管材料現狀

6.3反應堆用高溫閤金

6.3.1高溫閤金的種類

6.3.2高溫閤金的閤金化原理和相組織

6.3.3閤金元素的作用及其對性能的影響

6.3.4鎳基閤金的抗SCC性能

6.3.5堆芯用鎳基閤金

6.4耐熱鋼的閤金化原理

6.4.1耐熱鋼的性能要求

6.4.2耐熱鋼的閤金化措施

6.5超臨界發電機組用9%~12%Cr馬氏體耐熱鋼

6.5.1超臨界機組發電是提高熱效率的有效手段

6.5.2鐵素體耐熱鋼的發展曆史

6.5.39%~12%Cr馬氏體耐熱鋼的強化機理

6.5.49%~12%Cr馬氏體耐熱鋼的研究現狀及主要存在的問題

6.5.5G115鋼的成分設計

復習題及習題

第7章高溫氣冷堆用石墨材料

7.1高溫氣冷堆——石墨的用武之地

7.1.1高溫氣冷堆是第四代反應堆的代錶

7.1.2高溫氣冷堆用石墨材料

7.2石墨的結構、性能及製作工藝

7.2.1石墨的晶體結構

7.2.2石墨的獨特性能使其成為核能領域的關鍵材料

7.2.3核石墨的基本製作工藝

7.3高溫氣冷堆用包覆顆粒燃料

7.3.1高溫氣冷堆簡介

7.3.2高溫氣冷堆燃料元件類型

7.3.3包覆燃料顆粒類型

7.3.4燃料核芯類型

7.4高溫氣冷堆用石墨的發展

7.4.1核石墨的製作

7.4.2石墨在高溫氣冷堆中的應用

7.4.3各國高溫氣冷堆石墨的發展

7.4.4核石墨材料的發展方嚮

復習題及習題

第8章快堆燃料和包殼材料

8.1實現核燃料增殖的有效途徑——快中子增殖堆

8.1.1快堆發展已進入第三代

8.1.2可轉換核素和核燃料的增殖

8.1.3快中子增殖堆的特徵

8.2快堆燃料組件

8.2.1燃料組件的功能和結構

8.2.2快中子增殖堆燃料的發展史、現狀和發展趨勢

8.3快堆燃料元件的使用環境和性能要求

8.3.1快堆燃料組件極嚴酷的工作環境

8.3.2快堆燃料芯塊的發熱分析

8.3.3快堆用二氧化鈾燃料

8.4快堆用MOX燃料製造

8.4.1用於快堆和熱堆的MOX燃料

8.4.2快堆MOX核燃料組件製造流程

8.4.3MOX粉末製造

8.4.4MOX芯塊製造

8.5(U,Pu)O2的基本性質及堆內行為

8.5.1物理性質

8.5.2力學性質

8.5.3堆內行為

8.6快堆包殼材料

8.6.1快堆包殼材料應具備的條件

8.6.2材料選擇要求

8.6.3材料的選擇和演化

8.7快堆包殼材料的輻照損傷

8.7.1輻照損傷機製

8.7.2不銹鋼的輻照效應

8.7.3新型抗腫脹閤金

復習題及習題

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反應堆控製概述

9.1.2碳化硼陶瓷

9.1.3銀�差鰵詫雍禿轄�

9.1.4鉿

9.1.5稀土氧化物

9.2屏蔽材料

9.2.1輻射屏蔽的基礎知識

9.2.2屏蔽材料

復習題及習題

第10章聚變堆材料

10.1聚變能與聚變堆

10.1.1取之不盡，用之不竭的能量源泉

10.1.2聚變堆基本原理——等離子體的約束、加熱和診斷

10.1.3磁慣性約束核聚變

10.1.4慣性約束聚變實驗裝置

10.2聚變堆中的麵嚮等離子體材料

10.2.1聚變堆中的核反應及相關材料問題

10.2.2麵嚮等離子構件的工況及對第一壁材料的要求

10.2.3等離子體�膊牧媳礱嫦嗷プ饔�

10.2.4麵嚮等離子體材料現狀

10.2.5高能中子輻照效應

10.3第一壁材料及結構

10.3.1第一壁材料

10.3.2第一壁結構實例

10.4聚變堆設計和工況條件

10.4.1第一壁環境條件

10.4.2真空壁材料的設計限值

10.4.3聚變堆材料與裂變堆材料使用性能的比較

復習題及習題

縮略語

參考文獻

精彩書摘

第3章鋯閤金包殼材料

3.1熱堆燃料元件包殼材料選取原則

3.1.1包殼的作用及包殼材料應具備的條件

1. 包殼的作用

燃料元件包殼是保證核反應堆安全的第二道屏障（UO2陶瓷核燃料芯塊為第一道），其主要作用有：

（1） 包容裂變産物，阻止裂變産物外泄；

（2） 是燃料和冷卻劑之間的隔離屏障，避免燃料與冷卻劑發生反應；

（3） 給芯塊提供瞭強度和剛度，是燃料棒幾何形狀的保持者。

2. 包殼的工作環境

（1） 工作於高溫高壓的環境中；

（2） 暴露於中子輻射場下；

（3） 在壽期內承受不斷增加的應力： 一方麵來自於外部冷卻劑的壓力和熱應力，另一方麵來自內部的燃料腫脹、裂變氣體釋放造成的內應力和芯塊與包殼相互作用産生的機械應力等。

3. 包殼材料應具備的條件

（1） 具有小的中子吸收截麵；

（2） 具有良好的抗輻照損傷能力，並且在快中子輻照下不要産生強的長壽命核素；

（3） 具有良好的抗腐蝕性能，與燃料及冷卻劑相容性好；

（4） 具有好的強度、韌性及抗蠕變性能；

（5） 具有好的導熱性能及低的綫膨脹係數；

（6） 易於加工，焊接性能好；

（7） 材料容易獲得，成本低。

4. 金屬元素按熱中子吸收截麵的分類

錶3��1列齣一些金屬元素的熱中子吸收截麵。按金屬元素的熱中子吸收截麵的大小，可分為以下三類：

（1） 低熱中子吸收截麵元素： 截麵在1b以下；

（2） 中等熱中子吸收截麵元素： 截麵在1~10b之間；

錶3��1一些金屬元素的熱中子吸收截麵

1b=10-28m2

……

前言/序言

　　前言

　　本書是為工程物理係本科生“核材料係列課程”編寫的教材。該係列課程教材包括《材料學導論》《核能利用與核材料》《核材料與應用》《材料的腐蝕與防護》等。

　　沒有核燃料便沒有核能發齣； 沒有核結構材料便不能構成核裝置。《核材料與應用》正是針對核燃料和核結構材料這兩類材料進行討論的。內容包括核能利用與核材料，核燃料，鋯閤金包殼材料，壓力殼用低閤金高強度鋼，反應堆用不銹鋼，核電廠用高溫閤金和耐熱鋼，高溫氣冷堆用石墨材料，快堆燃料和包殼材料，中子吸收材料及屏蔽材料，聚變堆材料等共10章，涉及核材料與應用的各個方麵。

　　目前，對“核材料”這個名詞沒有統一的看法和定義。有人認為它是用於核科學和核工程的材料的總稱； 有人認為它是專指裂變反應堆和聚變反應堆所用材料； 有人把它定義為裂變材料和聚變材料的總稱，即與核燃料的概念相似。

　　廣義的核材料是核工業及核科學研究中所專用的材料的總稱，也可以把核材料歸結為核能材料或核工業所用材料的總稱。

　　核燃料是指能産生核裂變或核聚變反應並釋放齣巨大核能的物質。核燃料可分為裂變燃料和聚變燃料（或稱熱核燃料）兩大類。裂變燃料主要指易裂變核素如鈾235、鈈239和鈾233等。此外，由於鈾238和釷232是能夠轉換成易裂變核素的重要原料，且其本身在一定條件下也可以産生裂變，所以習慣上也稱其為核燃料。聚變燃料包含氫的同位素氘、氚，鋰6和其化閤物等。

　　核工程材料是指反應堆及核燃料循環和核技術中用的各種特殊材料，如反應堆結構材料、元件包殼材料、反應堆控製材料、慢化劑、冷卻劑、屏蔽材料等。例如特種鋁閤金、鎂閤金、鋯閤金、鈹、低閤金高強度鋼、特種不銹鋼、高溫鎳基閤金、耐熱鋼、特種石墨、特種陶瓷、混凝土、半導體乃至高分子材料等。

　　材料科學與工程包括四個基本要素，即材料的成分、材料的組織和結構、材料的製備與加工、材料的性能和應用特性，一般形象地將四要素錶示為四麵體的四個頂點。這是理解材料科學與工程問題的總綱。核材料的研製和應用，核材料在服役過程中受到的影響，核材料的時效、老化、失效乃至核事故的分析等，當然也涵蓋在這四個要素之中。顯然,整個核工程和核材料領域都離不開材料科學與工程的基礎知識。

　　一個核反應堆，它的核心是一個能量密度很高的熱源。處在那裏的材料自然會麵臨高溫、高溫度梯度、高熱流、高速流場的作用，這本身已構成很特殊的問題。但是，在這以外最特殊的因素當屬材料的核性能和中子的作用。反應堆材料所麵臨的工況比迄今為止我們遇到的任何工程所麵臨的條件要復雜得多,包括核燃料的鏈式反應、放射性、高溫、擴散、腫脹，核結構材料的輻照、腐蝕、高溫、蠕變環境等。因此人們說： “The importance of behavior of the reactor materials can not be over�瞖mphasized.”意思是說，反應堆材料問題的重要性無論如何強調也不過分。

　　壓水堆的“壓”，沸水堆的“沸”，高溫氣冷堆的“高溫”，都是為瞭提高堆芯的能量密度，更高效率地取齣能量而采取的非常規措施。但與此同時，核材料必須承受超常的負荷。實際上，這些反應堆的工作參數，如溫度、壓力、功率密度、燃耗等，無一不是由材料的性能和承受能力來確定的。

　　因此，本課程在討論材料的性能、製備工藝、使用行為等與成分、微觀組織和結構關係的同時，將針對核工程材料的特殊問題，包括材料的核特性、輻照、腐蝕、高溫環境等進行論述。隻有掌握這些，纔能將材料科學的知識升華為核材料科 核材料與應用 下載 mobi epub pdf txt 電子書 格式