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第1章 核电厂 1

1.1 现有反应堆 1

1.1.1 压水堆 2

1.1.2 沸水堆 3

1.1.3 CANDU反应堆 4

1.1.4 先进气冷堆 6

1.2 反应堆概念的改进和开发 6

1.2.1 先进轻水反应堆 6

1.2.2 先进重水反应堆 8

1.2.3 小型模块反应堆 8

1.2.4 先进新反应堆的概念 9

1.3 中子谱、快堆和燃料循环 12

1.3.1 中子谱 12

1.3.2 燃料循环 13

1.4 第四代核电厂 15

1.4.1 钠冷快堆 16

1.4.2 铅冷快堆 21

1.4.3 甚高温反应堆系统 23

1.4.4 气冷快堆系统的研发 29

1.4.5 超临界水堆 32

1.4.6 熔盐堆 35

1.5 其他先进核电厂概念 36

1.5.1 行波反应堆 36

1.5.2 加速器驱动系统 37

1.5.3 空间核电厂 38

1.5.4 核聚变 40

1.6 核能转换成电力和热 42

参考文献 44

第2章 材料 49

2.1 简介 49

2.2 基础 51

2.2.1 点缺陷 52

2.2.2 线缺陷 53

2.2.3 面缺陷 55

2.2.4 扩散过程 57

2.2.5 二元相图 58

2.3 核应用的材料分类 60

2.3.1 钢 62

2.3.2 超合金 74

2.3.3 难熔合金 80

2.3.4 Zr合金 80

2.3.5 金属间化合物 82

2.3.6 纳米结构材料 84

2.3.7 陶瓷材料 90

2.3.8 涂层 92

参考文献 93

第3章 部件及部件生产 100

3.1 核电厂部件 100

3.1.1 容器 101

3.1.2 燃料元件 105

3.1.3 控制棒 109

3.1.4 其他堆内构件 109

3.1.5 管道和蒸汽发生器 111

3.1.6 中间热交换器 111

3.1.7 能量转化系统 113

3.1.8 核裂变电厂的材料 115

3.1.9 聚变堆 116

3.2 制造工艺 119

3.2.1 熔炼 120

3.2.2 成形 122

3.3 粉末冶金 124

3.3.1 粉末生产 125

3.3.2 粉末压制 126

3.4 石墨 127

3.5 纤维增强材料 128

3.6 连接工艺 129

3.6.1 埋弧焊和钨极气体保护焊 129

3.6.2 焊缝缺陷 130

3.6.3 其他连接方法 132

3.7 涂层和表面处理 134

3.7.1 衬里 135

3.7.2 化学气相沉积 135

3.7.3 物理气相沉积 136

3.7.4 热喷涂 136

3.7.5 其他表面处理 137

参考文献 137

第4章 核电厂材料的力学性能 142

4.1 引言 142

4.2 材料强度 143

4.2.1 单晶的塑性变形 143

4.2.2 应力-应变曲线 144

4.2.3 强化机制 146

4.3 韧性 148

4.3.1 冲击试验和断口形貌转变温度 148

4.3.2 断裂韧性 150

4.4 蠕变 156

4.4.1 蠕变曲线 156

4.4.2 应力断裂曲线 157

4.4.3 金属中的高温蠕变机制 159

4.4.4 蠕变损伤 163

4.4.5 应力断裂数据的外推 163

4.4.6 蠕变裂纹扩展 166

4.4.7 核电厂陶瓷材料的热蠕变 168

4.5 疲劳 168

4.5.1 引言 168

4.5.2 基本原理 169

4.5.3 疲劳试验结果的表示 170

4.5.4 疲劳裂纹扩展 172

4.5.5 疲劳的表象学 175

4.5.6 蠕变-疲劳的交互作用 176

参考文献 180

第5章 辐照损伤 184

5.1 引言 184

5.2 辐照损伤的早期阶段 185

5.3 辐照产生点缺陷的反应 189

5.3.1 温度的影响 190

5.3.2 点阵类型的影响 192

5.3.3 化学成分的影响 193

5.4 其他类型的辐照损伤 194

5.4.1 辐照诱发的偏析 194

5.4.2 辐照诱发的（共格）沉淀 196

5.4.3 非晶化 196

5.4.4 外生原子的产生 197

5.5 辐照诱发的尺寸变化 198

5.5.1 孔洞肿胀 198

5.5.2 辐照蠕变 198

5.6 高温下的辐照效应 202

5.7 辐照对力学性能的影响 203

5.7.1 强度和韧性 203

5.7.2 辐照对疲劳及疲劳裂纹扩展的影响 205

5.7.3 蠕变和蠕变疲劳 206

5.8 非金属结构材料的辐照损伤 207

5.8.1 石墨 207

5.8.2 碳化硅 208

5.9 部件的辐照损伤 208

5.9.1 轻水堆 208

5.9.2 先进反应堆内的辐照损伤 213

参考文献 218

第6章 核电厂环境损伤 224

6.1 腐蚀的基本方面 224

6.1.1 腐蚀形式 224

6.1.2 腐蚀试验 226

6.1.3 应力腐蚀开裂 229

6.1.4 腐蚀和疲劳载荷 229

6.1.5 高温的影响 231

6.2 轻水堆中的环境效应 232

6.2.1 基础 232

6.2.2 压力边界 234

6.2.3 堆内构件 237

6.2.4 锆合金包壳的腐蚀 239

6.3 先进反应堆中的环境效应 242

6.3.1 钠冷快堆 242

6.3.2 高温气冷堆 246

6.3.3 其他先进的核电厂 249

6.4 核聚变 255

参考文献 255

第7章 先进力学性能测试和分析方法 260

7.1 引言 260

7.2 微观力学性能试验 261

7.2.1 疲劳裂纹扩展试验 263

7.2.2 断裂韧性试验 263

7.2.3 剪切冲孔 266

7.2.4 显微和纳米硬度测试 267

7.2.5 微型样品的压缩和拉伸试验 268

7.3 先进的辅助设备 269

7.3.1 辐照 269

7.3.2 用聚焦离子束制备微型化样品 271

7.3.3 微型样品形状变化的测量 271

7.4 微观组织结构研究 271

7.4.1 扫描电子显微镜 272

7.4.2 透射电子显微镜 272

7.4.3 其他分析技术 273

7.4.4 束线分析技术 273

7.5 建模技术 279

7.5.1 第一性原理的考虑 280

7.5.2 分子动力学 281

7.5.3 动力学蒙特卡洛和速率理论 282

7.5.4 位错动力学 283

7.5.5 计算热力学 284

7.5.6 多尺度建模的部分结果 284

7.6 未来展望 289

参考文献 290

第8章 设计、寿期及剩余寿命 295

8.1 简介 295

8.2 部件中的载荷和应力 297

8.2.1 等效应力 297

8.2.2 缺口 300

8.3 规范和设计规则 302

8.3.1 规范的通用结构 302

8.3.2 几个材料问题 307

8.4 材料性能数据库的需求 312

8.5 无损检测和评估 314

8.5.1 总体考虑 314

8.5.2 无损检测技术 316

8.5.3 先进的材料表征方法 320

8.5.4 先进核电系统的无损检测 323

8.5.5 反应堆压力容器示例 324

8.6 电厂寿命管理和电厂延寿 328

参考文献 329