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核能利用與核材料

  • 作者：編者:周明勝//田民波//俞冀陽
  • 出版社：清華大學
  • ISBN：9787302452836
  • 出版日期：2016/12/01
  • 裝幀：平裝
  • 頁數：128
人民幣：RMB 45 元      售價：元
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內容大鋼
    周明勝、田民波、俞冀陽編著的《核能利用與核材料》是為工程物理系本科生「核材料系列課程」編寫的教材之一，內容包括核物理與核輻射基礎、核能基礎、核能利用和核材料、核電廠主要設備及核材料等4章。本書作為本科低年級入門教材，可用於概論課和生產實習使用。
    第1章核物理與核輻射基礎，從原子模型和盧瑟福散射實驗談起，討論核子與核力，核反應與化學反應的區別，質量虧損與核能，裂變、衰變和聚變，核燃料與核能，放射線，放射線的危害，吸收劑量與當量劑量，放射線的屏蔽與防護；第2章核能基礎，介紹可控鏈式反應和反應堆，核燃料及核燃料再循環，反應堆類型，反應堆的調節和控制，核事故和核安全，放射性廢物處理；第3章核能利用和核材料，講述了核爆炸和核反應堆的原理，討論鈾濃縮，核反應堆的種類及其結構，熱中子堆中?的使用，快中子增殖堆，核反應堆用材料，核聚變和聚變能的應用；第4章核電廠主要設備及核材料，介紹中外核電發展歷史和現狀．核島和常規島，反應堆材料輻照損傷，核電壓力容器及壓力容器用鋼，核反應堆的四道安全屏蔽，核電廠的主要設備。作為簡論，涉及核能利用與核材料的方方面面。
    本書嘗試採用通俗易懂、圖文並茂的編寫方式，著力突出重點、理清思路，強調基本概念和基本原理，著重核材料的應用和創新，注重提高同學分析問題和解決問題的能力，力求達到較好的教學效果。
    本書對從事反應堆材料和反應堆設計、研究、運行、生產和教學以及其他相關核丁程和材料專業的科技人員、本科生、研究生都具有參考價值。
作者介紹
編者:周明勝//田民波//俞冀陽
目錄
第1章  核物理與核輻射基礎
  1.1  原子模型
    1.1.1  關於原子——古典原子論和四元素論
    1.1.2  原子模型——原子有核還是無核
    1.1.3  關於原子核——帶正電的原子核為什麼不分崩離析
    1.1.4  原子核的大小——坐鎮原子中心的原子核
  1.2  盧瑟福散射實驗
    1.2.1  盧瑟福——實驗證明原子核的存在
    1.2.2  關於電子——帶負電荷的粒子
    1.2.3  正電子——帶正電荷的電子
    1.2.4  加速器——產生高能粒子的有效手段
  1.3  核子與核力
    1.3.1  中子——不帶電荷的粒子
    1.3.2  原子序數和質量數——對元素加以區別的原子序數
    1.3.3  介子——湯川秀樹預言的粒子
    1.3.4  幻數（魔法數）——中子數和質子數的微妙平衡
  1.4  核反應與化學反應
    1.4.1  核反應——使核發生變化的反應
    1.4.2  核裂變的發現——鈾235核裂變為兩塊
    1.4.3  原子核的結合能——為什麼核子能緊密相處
    1.4.4  質量虧損和能量——狹義相對論
  1.5  質量虧損與核能
    1.5.1  核裂變能量——高能量的發生
    1.5.2  化學能與核能——二者來源不同且數值差異極大
    1.5.3  核裂變產物是如何產生的——高放射性水平的核廢物
    1.5.4  同位素——化學性質相同但質量數不同
  1.6  裂變、衰變和聚變
    1.6.1  閾值反應——進屋必須跨過門坎
    1.6.2  半衰期——元素的衰變存在規則性
    1.6.3  隧道效應——原子具有穿牆術
    1.6.4  核聚變與核裂變的不同——輕核聚合與重核分裂
  1.7  核燃料與核能
    1.7.1  鈾——大可不必「談鈾色變」
    1.7.2  ?——既有武器級又有反應堆級
    1.7.3  超鈾元素——應用領域也很廣泛，不可替代的元素
    1.7.4  氚（超重氫）——混凝土也能透過
  1.8  放射線
    1.8.1  放射線的種類——來自宇宙的放射線
    1.8.2  放射線和放射性——放射能力即為輻射源強度
    1.8.3  由放射線而產生的能量——物質中的能量
    1.8.4  放射線對身體的影響——對DNA造成損傷的放射線
  1.9  放射線的危害
    1.9.1  放射當量劑量和對健康的影響——100mSv以上即影響健康
    1.9.2  戈瑞和希沃特——吸收劑量和當量劑量的單位
    1.9.3  ICRP的建議和推薦——放射線利用的嚮導
    1.9.4  X射線與γ射線的不同——穿透力極強的放射線
  1.10  吸收劑量與當量劑量
    1.10.1  X射線及γ射線與電子的反應——電子的彈子房
    1.10.2  天然放射性——日常生活中的放射線
    1.10.3  放射線防護——為保護人類的健康和安全

    1.10.4  放射性活度，吸收劑量和當量劑量——對食品等的限制值
  1.11  放射線的屏蔽與防護
    1.11.1  輻射屏蔽材料——屏蔽材料依射線不同而異
    1.11.2  放射線測量儀的工作原理——利用放射線產生的效應
    1.11.3  超鈾元素的應用——Am-241用於離子式煙霧探測器
    1.11.4  居里夫人——傑出的女科學家及核科學家一家人
  定義及名詞術語彙編
  思考題及練習題
  參考文獻
第2章  核能基礎
  2.1  反應堆是利用核能的有效手段
    2.1.1  反應堆中發生的核裂變——如何獲得核裂變能
    2.1.2  中子能量與核裂變——熱中子更容易引發核裂變
    2.1.3  極高密度的能源——來自於愛因斯坦方程E=mc2的巨大能量輸出
    2.1.4  鏈式反應——產生核能的反應
  2.2  如何實現可控鏈式反應
    2.2.1  原子彈和核反應堆的差別——反應堆要絕對確保不發生核爆炸
    2.2.2  臨界——中子吸收和中子生成之間的平衡
    2.2.3  中子的減速——慢中子容易引發核裂變
    2.2.4  慢化劑和冷卻劑——水可以「雙肩挑」
  2.3  核燃料及核燃料再循環
    2.3.1  核燃料——核能之源
    2.3.2  核燃料是如何製造出來的——從礦石到黃餅，再經同位素分離
    2.3.3  核燃料的后處理——燃料的再循環
    2.3.4  核燃料循環——核資源的再利用
  2.4  反應堆類型（1）
    2.4.1  反應堆的種類——形式決定於目的
    2.4.2  中子能譜與反應堆——表徵反應堆特性的指標
    2.4.3  輕水堆——水既做慢化劑又做冷卻劑
    2.4.4  改良型輕水堆——更安全、更經濟的反應堆
  2.5  反應堆類型（2）
    2.5.1  氣冷堆——到高溫氣冷堆已歷三世
    2.5.2  ?熱堆——目前最有效的核燃料再循環法
    2.5.3  快中子堆——「快」意味著中子的能量高
    2.5.4  核燃料的燃耗——已「燃燒」的量
  2.6  反應堆的調節和控制
    2.6.1  反應堆的控制——中子數量是關鍵所在
    2.6.2  反應性的平衡——有各種各樣的反應性
    2.6.3  負的反應性反饋——反應堆本身就應具備的控制機構
    2.6.4  核能世界中的第一次——芝加哥1號堆和美國在日本投下的兩顆原子彈
  2.7  核事故（1）
    2.7.1  共同培育核電發展的良好輿論環境
    2.7.2  核事故分級標準——核事故從0~7級
    2.7.3  美國三哩島核事故——歷史上最早的核電廠事故
    2.7.4  前蘇聯切爾諾貝利核事故——核污染無國界
  2.8  核事故（2）
    2.8.1  「文殊」二次迴路的鈉泄漏事故——安全隱患必須防微杜漸
    2.8.2  JCO臨界事故——日本最早的臨界事故
    2.8.3  「311」東日本大地震福島核電廠事故——是天災還是人禍
    2.8.4  反應堆的緊急停堆——插入安全棒

  2.9  核事故（3）
    2.9.1  冷卻用電源的確保——重大事故引發電源的喪失
    2.9.2  堆芯熔化，氫爆炸——過熱導致堆芯熔化
    2.9.3  衰變熱——反應堆的餘熱
    2.9.4  千萬不能發生再臨界——必須確保控制系統的健全性
  2.10  重大核事故后對核安全提出更嚴格的要求44
    2.10.1  核安全的定義
    2.10.2  核事故所帶來的危害及影響
    2.10.3  修訂核安全法規，完善核監管制度——核安全政策
    2.10.4  中國的核安全觀
  2.11  如何保證核安全
    2.11.1  防止核劫持——如何防劫防盜
    2.11.2  核電廠從選址到運行——許可證制度
    2.11.3  核電廠的人員許可證——操縱員和高級操縱員
    2.11.4  安全審查和定期檢查——重點確認「停堆」「冷卻」「包容」三個關鍵環節
  2.12  放射性廢物處理
    2.12.1  反應堆周圍的核監測——對輻射劑量和劑量的變化進行監測
    2.12.2  放射性廢物——需要特殊處理的核垃圾
    2.12.3  反應堆的退役——必須做到善始善終
    2.12.4  反應堆的退役不能一蹴而就
  2.13  中國的核廢料如何處理與處置
    2.13.1  放射性廢棄物的來源及其特徵
    2.13.2  放射性廢棄物處置原則
    2.13.3  放射性廢物的處理流程
    2.13.4  放射性廢物的處理和處置方法
  定義及名詞術語彙編
  思考題及練習題
  參考文獻
第3章  核能利用中的核材料
  3.1  核爆炸和核反應堆的原理54
    3.1.1  天然的核反應堆
    3.1.2  核爆炸原理
    3.1.3  核反應堆原理
    3.1.4  核能利用現狀
  3.2  鈾濃縮
    3.2.1  鈾的富集度與臨界質量
    3.2.2  鈾濃縮法（1）——氣體擴散法
    3.2.3  鈾濃縮法（2）——離心分離法
    3.2.4  鈾濃縮法（3）——原子激光法
    3.2.5  鈾濃縮法（4）——分子激光法
  3.3  核反應堆的種類及其結構
    3.3.1  核反應堆的種類
    3.3.2  壓水堆
    3.3.3  沸水堆
    3.3.4  輕水堆的安全性
  3.4  熱中子堆中?的使用
    3.4.1  ?熱堆的原理
    3.4.2  MOX核材料
    3.4.3  兩種核燃料的使用對比
    3.4.4  採用MOX核材料的好處

  3.5  快中子增殖堆
    3.5.1  熱中子堆和快中子堆
    3.5.2  快中子增殖堆與輕水堆的比較
    3.5.3  利用快中子增殖堆實現?燃料的增殖
    3.5.4  快中子增殖堆的結構
  3.6  核反應堆用材料
    3.6.1  中子慢化材料
    3.6.2  中子吸收材料
    3.6.3  包殼材料和其他結構材料
    3.6.4  結構材料的輻照損傷
  3.7  壓水堆和沸水堆用的燃料組件
    3.7.1  壓水堆燃料組件
    3.7.2  燃料元件棒
    3.7.3  UO2燃料芯塊
    3.7.4  沸水堆燃料組件
  3.8  核電廠的結構部件及所用材料
    3.8.1  核電廠的主要部件及功能
    3.8.2  各類反應堆的主要部件用材料
  3.9  壓水堆核電廠結構及所用材料
    3.9.1  第一道安全屏障：燃料芯塊二氧化鈾陶瓷晶體（核燃料）
    3.9.2  第二道安全屏障：燃料包殼
    3.9.3  第三道安全屏障：壓力容器和一次迴路壓力邊界
    3.9.4  第四道安全屏障：安全殼
  3.10  核反應堆用石墨
    3.  10.1  天然石墨和人造石墨
    3.  10.2  高密度、高強度、高純度的「三高」石墨
    3.  10.3  核反應堆用石墨的生產工藝
    3.10.4  核石墨的應用
  3.11  核燃料循環
    3.11.1  核燃料的循環路徑
    3.11.2  核燃料棒的構造
    3.11.3  核燃料棒的后處理工程
    3.11.4  核燃料棒的安全隱患
  3.12  輻射能和放射線
    3.12.1  輻射能和放射線的定義
    3.12.2  放射性核素
    3.12.3  放射線對人的危害
  3.13  「311」東日本大地震福島核電廠事故分析78
    3.13.1  強地震緊急停堆后所有水冷系統失靈
    3.13.2  核餘熱及衰變產生的熱量足以使燃料元件熔化
    3.13.3  高溫熔體穿透壓力殼
    3.13.4  高放射性核燃料透過壓力殼泄漏到地面、海水乃至空氣中
  3.14  典型核電廠事故分析
    3.14.1  國際核事故分級
    3.14.2  美國三哩島核事故
    3.14.3  前蘇聯切爾諾貝利核事故
  3.15  嚴重事故——燃料熔化
    3.15.1  何謂嚴重事故
    3.15.2  衰變熱使溫度上升——失水事故
    3.15.3  燃料熔化引起堆芯內部重新配置

    3.15.4  形成「殘渣床」和熔池
  3.16  極嚴重的核事故——燃料泄漏
    3.16.1  「跑離」升溫或「熔斷」升溫
    3.16.2  堆芯熔化
    3.16.3  燃料泄漏
  3.17  核聚變和聚變能的應用
    3.17.1  自然的太陽和人造太陽
    3.17.2  核聚變發電屬於「常閉型」
    3.17.3  激光慣性約束核聚變
  3.18  托克馬克裝置的主體結構及所用材料88
    3.18.1  磁慣性約束核聚變
    3.18.2  托克馬克聚變堆對第一壁材料的要求
    3.18.3  核聚變既涉及又惠及廣泛的技術領域
    3.18.4  核聚變反應堆的結構和聚變能應用前景
  定義及名詞術語彙編
  思考題及練習題
  參考文獻
第4章  核電廠主要設備及核材料
  4.1  世界核電發展歷史和現狀92
    4.1.1  核能的開端與核電的產生
    4.1.2  從第一代到第四代核電機組
    4.1.3  世界核電發展現狀
    4.1.4  世界核電發展歸於理性
  4.2  中國核電發展後來者居上（1）
    4.2.1  中國核電產業從無到有
    4.2.2  中國的核能核工業發展簡況
    4.2.3  中國核電發展的四個階段
    4.2.4  國家核電核工業發展的組織架構
  4.3  中國核電發展後來者居上（2）
    4.3.1  中國的核電——後來居上，發展最快
    4.3.2  中國的第三代核電
    4.3.3  中國核電著眼海上
    4.3.4  加強國際核安全體系，推進全球核安全治理——推進核安全國際合作
  4.4  不同堆型各有所長（1）
    4.4.1  壓水堆——歷史悠久，技術成熟
    4.4.2  沸水堆——壓水堆的「孿生姐妹」
    4.4.3  重水堆——重水作慢化劑，天然鈾作燃料
    4.4.4  超臨界水冷堆——功率密度和熱效率更高
  4.5  不同堆型各有所長（2）
    4.5.1  高溫氣冷堆
    4.5.2  快中子增殖堆的結構
    4.5.3  快中子增殖堆的發展狀況
  4.6  壓水堆電廠的結構和原理
    4.6.1  典型的壓水堆電廠外貌和核電廠的組成
    4.6.2  壓水堆核電廠原理
    4.6.3  核島（反應堆廠房）和常規島（汽輪機廠房）
    4.6.4  燃料廠房和其他廠房
  4.7  各類核材料的選材原則
    4.7.1  選擇核材料的首要標準——滿足功能要求
    4.7.2  核燃料為什麼選擇二氧化鈾而非鈾合金

    4.7.3  燃料包殼為什麼選擇鋯合金
    4.7.4  作為結構材料的不鏽鋼和高鎳合金
  4.8  核電壓力容器用鋼的選材及演化歷史
    4.8.1  核電壓力容器用鋼的演化歷史
    4.8.2  SA508系列鋼中的化學成分和力學性能
  4.9  SA508系列鋼中的主要元素及其作用
    4.9.1  對核電壓力容器用鋼的性能要求
    4.9.2  SA508系列鋼中的主要元素及其作用
  4.10  核反應堆壓力容器及蒸汽發生器的製造
    4.10.1  核反應堆壓力容器
    4.10.2  壓水堆核電廠核島部分的大型鍛件
    4.10.3  SA508-3鋼的組織與熱處理
  4.11  核壓力容器的輻照損傷
    4.11.1  壓力容器鋼輻照脆化
    4.11.2  輻照脆化機制
    4.11.3  高強度低合金鋼大型鍛件中的氫脆現象
  4.12  核燃料組件和控制棒組件
    4.12.1  上部堆內構件和下部堆內構件
    4.12.2  核燃料組件的組成及裝料
    4.12.3  控制棒組件及其驅動機構
    4.12.4  材料在核安全中的重要作用
  4.13  反應堆的四道安全屏障
    4.13.1  反應堆的四道安全屏障
    4.13.2  由UO2粉末製作二氧化鈾陶瓷核燃料芯塊
    4.13.3  作為燃料包殼管的鋯合金
  4.14  核電廠的主要設備
    4.14.1  反應堆冷卻劑泵
    4.14.2  蒸汽發生器和穩壓器
    4.14.3  核電廠用汽輪機和發電機
    4.14.4  AP1000機組採用的非能動安全系統
  4.15  高鐵和核電——「一帶一路」的兩根支柱
    4.15.1  2030年核電裝機容量將達到1.5億kW
    4.15.2  高鐵與核電是輸出戰略的兩個支柱
    4.15.3  「中國製造2025」關於核電產業發展方針
    4.15.4  在海外，到2020年要完成中國造核電廠6~8座
  4.16  中國核電進軍英國和阿根廷124
    4.16.1  中國廣核集團向英國三個核電廠出資，布拉德韋爾採用「華龍一號」
    4.16.2  與英國、歐洲大陸簽署多項合作協議
    4.16.3  中國核工業集團與阿根廷簽署建設「華龍一號」合同
    4.16.4  以羅馬尼亞為據點，展開向歐洲的核電技術服務
  4.17  與法、美等國進一步合作
    4.17.1  與法國共同實施后處理計劃
    4.17.2  與法國共同開拓世界核能市場
    4.17.3  更新核能合作協議，美、中延續蜜月期
    4.17.4  形影相吊的日本
  定義及名詞術語彙編
  思考題及練習題
  參考文獻

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