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核電廠材料(精)

  • 作者：(瑞士)沃爾夫岡·霍費爾納|譯者:上海核工程研究設計院
  • 出版社：上海科技
  • ISBN：9787547833629
  • 出版日期：2017/01/01
  • 裝幀：精裝
  • 頁數：332
人民幣：RMB 180 元      售價：元
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內容大鋼
    沃爾夫岡·霍費爾納著的《核電廠材料(精)》本書系統介紹了核反應堆堆型以及核電廠所用材料概況、材料特性和材料所面臨的挑戰、材料設計和壽命管理的理論知識。本書共分8章，分別介紹了核電厂部件及其製造技術、核材料的力學性能、輻照損傷、核電廠中的環境損傷、先進力學性能測試和分析方法以及核電廠材料的設計、壽期和剩餘壽命。
    本書是一本關於核電廠材料問題的專著，可供核電廠方面從業人員以及核工程專業和核電材料專業學生學習和使用。
作者介紹
(瑞士)沃爾夫岡·霍費爾納|譯者:上海核工程研究設計院
目錄
第1章  核電廠
  1.1  現有反應堆
    1.1.1  壓水堆
    1.1.2  沸水堆
    1.1.3   CANDU反應堆
    1.1.4  先進氣冷堆
  1.2  反應堆概念的改進和開發
    1.2.1  先進輕水反應堆
    1.2.2  先進重水反應堆
    1.2.3   小型模塊反應堆
    1.2.4  先進新反應堆的概念
  1.3  中子譜、快堆和燃料循環
    1.3.1  中子譜
    1.3.2  燃料循環
  1.4  第四代核電廠
    1.4.1  鈉冷快堆
    1.4.2  鉛冷快堆
    1.4.3  甚高溫反應堆系統
    1.4.4  氣冷快堆系統的研發
    1.4.5  超臨界水堆
    1.4.6  熔鹽堆
  1.5  其他先進核電廠概念
    1.5.1  行波反應堆
    1.5.2  加速器驅動系統
    1.5.3  空間核電廠
    1.5.4  核聚變
  1.6  核能轉換成電力和熱
  參考文獻
第2章  材料
  2.1  簡介
  2.2  基礎
    2.2.1  點缺陷
    2.2.2  線缺陷
    2.2.3  面缺陷
    2.2.4  擴散過程
    2.2.5  二元相圖
  2.3  核應用的材料分類
    2.3.1  鋼
    2.3.2  超合金
    2.3.3  難熔合金
    2.3.4  Zr合金
    2.3.5  金屬間化合物
    2.3.6  納米結構材料
    2.3.7  陶瓷材料
    2.3.8  塗層
  參考文獻
第3章  部件及部件生產
  3.1  核電厂部件
    3.1.1  容器
    3.1.2  燃料元件

    3.1.3  控制棒
    3.1.4  其他堆內構件
    3.1.5  管道和蒸汽發生器
    3.1.6  中間熱交換器
    3.1.7  能量轉化系統
    3.1.8  核裂變電廠的材料
    3.1.9  聚變堆
  3.2  製造工藝
    3.2.1  熔煉
    3.2.2  成形
  3.3  粉末冶金
    3.3.1  粉末生產
    3.3.2  粉末壓制
  3.4  石墨
  3.5  纖維增強材料
  3.6  連接工藝
    3.6.1  埋弧焊和鎢極氣體保護焊
    3.6.2  焊縫缺陷
    3.6.3  其他連接方法
  3.7  塗層和表面處理
    3.7.1  襯裡
    3.7.2  化學氣相沉積
    3.7.3  物理氣相沉積
    3.7.4  熱噴塗
    3.7.5  其他表面處理
  參考文獻
第4章  核電廠材料的力學性能
  4.1  引言
  4.2  材料強度
    4.2.1  單晶的塑性變形
    4.2.2  應力-應變曲線
    4.2.3  強化機制
  4.3  韌性
    4.3.1  衝擊試驗和斷口形貌轉變溫度
    4.3.2  斷裂韌性
  4.4  蠕變
    4.4.1  蠕變曲線
    4.4.2  應力斷裂曲線
    4.4.3  金屬中的高溫蠕變機制
    4.4.4  蠕變損傷
    4.4.5  應力斷裂數據的外推
    4.4.6  蠕變裂紋擴展
    4.4.7  核電廠陶瓷材料的熱蠕變
  4.5  疲勞
    4.5.1  引言
    4.5.2  基本原理
    4.5.3  疲勞試驗結果的表示
    4.5.4  疲勞裂紋擴展
    4.5.5  疲勞的表象學
    4.5.6  蠕變-疲勞的交互作用

  參考文獻
第5章  輻照損傷
  5.1  引言
  5.2  輻照損傷的早期階段
  5.3  輻照產生點缺陷的反應
    5.3.1  溫度的影響
    5.3.2  點陣類型的影響
    5.3.3  化學成分的影響
  5.4  其他類型的輻照損傷
    5.4.1  輻照誘發的偏析
    5.4.2  輻照誘發的(共格)沉澱
    5.4.3  非晶化
    5.4.4  外生原子的產生
  5.5  輻照誘發的尺寸變化
    5.5.1  孔洞腫脹
    5.5.2  輻照蠕變
  5.6  高溫下的輻照效應
  5.7  輻照對力學性能的影響
    5.7.1  強度和韌性
    5.7.2  輻照對疲勞及疲勞裂紋擴展的影響
    5.7.3  蠕變和蠕變疲勞
  5.8  非金屬結構材料的輻照損傷
    5.8.1  石墨
    5.8.2  碳化硅
  5.9  部件的輻照損傷
    5.9.1  輕水堆
    5.9.2  先進反應堆內的輻照損傷
  參考文獻
第6章  核電廠環境損傷
  6.1  腐蝕的基本方面
    6.1.1  腐蝕形式
    6.1.2  腐蝕試驗
    6.1.3  應力腐蝕開裂
    6.1.4  腐蝕和疲勞載荷
    6.1.5  高溫的影響
  6.2  輕水堆中的環境效應
    6.2.1  基礎
    6.2.2  壓力邊界
    6.2.3  堆內構件
    6.2.4  鋯合金包殼的腐蝕
  6.3  先進反應堆中的環境效應
    6.3.1  鈉冷快堆
    6.3.2  高溫氣冷堆
    6.3.3  其他先進的核電廠
  6.4  核聚變
  參考文獻
第7章  先進力學性能測試和分析方法
  7.1  引言
  7.2  微觀力學性能試驗
    7.2.1  疲勞裂紋擴展試驗

    7.2.2  斷裂韌性試驗
    7.2.3  剪切沖孔
    7.2.4  顯微和納米硬度測試
    7.2.5  微型樣品的壓縮和拉伸試驗
  7.3  先進的輔助設備
    7.3.1  輻照
    7.3.2  用聚焦離子束製備微型化樣品
    7.3.3  微型樣品形狀變化的測量.
  7.4  微觀組織結構研究
    7.4.1  掃描電子顯微鏡
    7.4.2  透射電子顯微鏡
    7.4.3  其他分析技術
    7.4.4  束線分析技術
  7.5  建模技術
    7.5.1  第一性原理的考慮
    7.5.2  分子動力學
    7.5.3  動力學蒙特卡洛和速率理論
    7.5.4  位錯動力學
    7.5.5  計算熱力學
    7.5.6  多尺度建模的部分結果
  7.6  未來展望
  參考文獻
第8章  設計、壽期及剩餘壽命
  8.1  簡介
  8.2  部件中的載荷和應力
    8.2.1  等效應力
    8.2.2  缺口
  8.3  規範和設計規則
    8.3.1  規範的通用結構
    8.3.2  幾個材料問題
  8.4  材料性能資料庫的需求
  8.5  無損檢測和評估
    8.5.1  總體考慮
    8.5.2  無損檢測技術
    8.5.3  先進的材料表徵方法
    8.5.4  先進核電系統的無損檢測
    8.5.5  反應堆壓力容器示例
  8.6  電廠壽命管理和電廠延壽
參考文獻

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