材料延寿与可持续发展:核电材料老化与延寿

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2015-01
版次: 1
ISBN: 9787122212559
定价: 49.00
装帧: 平装
开本: 16开
纸张: 胶版纸
页数: 234页
字数: 299千字
正文语种: 简体中文
分类: 工程技术
  •   《材料延寿与可持续发展:核电材料老化与延寿》是《材料延寿与可持续发展》丛书之一。全书从当前核电材料的实际应用及未来发展趋势出发,按照压水堆核电站(厂)主系统及主设备流程进行阐述,简明地介绍压水反应堆主系统及主要设备,阐述压水堆主设备、压水堆(PWR)二回路、三回路及其他重要设备的材料腐蚀与老化问题,介绍核电站中的非金属材料应用,分析从第一代到目前正在开发的第四代核电技术发展创新,以及压水堆核燃料元件及组件腐蚀安全与创新问题,最后全面阐述核电厂老化管理问题。  《材料延寿与可持续发展:核电材料老化与延寿》适合核电领域工程设计人员、材料科学研究领域的科研开发人员参考。   白新德,清华大学材料科学与工程系教授,博士生导师,中国腐蚀与防护学会理事,兼能源工程专业委员会主任。1965年毕业于清华大学,后留校任教。长期从事材料腐蚀与防护等课程的教学工作。《核材料科学与工程:核材料化学》(2007年)的作者。 第1章 绪言1.1清洁能源、低碳经济与核能1.1.1核能发电的意义1.1.2核能发电的现状1.2反应堆与核电站1.2.1反应堆和核电站1.2.2反应堆的类别1.2.3压水堆与沸水堆的特点1.2.4核电技术的发展1.3核电材料1.3.1核反应堆芯主要材料1.3.2核反应堆材料一些术语1.4核电安全1.4.1核电站安全长期运行是极为重要的问题1.4.2核电材料老化、腐蚀与安全措施参考文献
    第2章 压水堆主系统及主要设备2.1压水堆核电站的组成2.2一回路系统及主设备2.2.1反应堆压力容器2.2.2蒸汽发生器2.2.3堆内构件2.2.4稳压器2.2.5主管道2.2.6反应堆冷却剂泵及其轴封系统2.2.7安全壳2.3一回路重要辅助系统概述2.4二回路系统简述2.5核电站设备的腐蚀2.5.1概述2.5.2核反应堆系统水化学环境2.5.3压水堆(PWR)设备材料2.5.4核电站材料腐蚀主要类型2.5.5PWR结构材料的腐蚀控制参考文献
    第3章 压水堆主设备的老化退化3.1反应堆压力容器的老化退化3.1.1辐照脆化3.1.2热老化3.1.3回火脆化3.1.4疲劳3.1.5腐蚀3.1.6磨损3.1.7反应堆压力容器材料失效案例3.1.8反应堆压力容器材料应用性能的改善3.2蒸汽发生器的老化退化3.2.1结构设计、制造及材料中可能的薄弱环节3.2.2传热管的老化退化3.2.3筒身、给水管嘴和管板老化退化3.3堆内构件的老化退化3.3.1辐照脆化3.3.2疲劳3.3.3辐照促进应力腐蚀破裂3.3.4辐照肿胀3.3.5机械磨损3.3.6控制棒束导向管定位销钉的PWSCC3.3.7控制堆内构件老化的对策3.4稳压器的老化退化3.4.1疲劳3.4.2腐蚀3.5主管道的老化退化3.5.1冲刷腐蚀3.5.2疲劳3.5.3热老化3.6反应堆冷却剂泵的老化退化3.6.1冲刷腐蚀3.6.2疲劳3.7主泵老化退化3.8安全壳材料的腐蚀与延寿参考文献
    第4章 压水堆二回路、三回路材料腐蚀及腐蚀案例4.1腐蚀环境4.1.1海水环境4.1.2大气环境4.1.3土壤环境4.2二、三回路材料的腐蚀4.2.1二回路材料腐蚀4.2.2三回路结构材料常见腐蚀4.2.3三回路及电站其他设施用不锈钢的海水腐蚀4.3腐蚀案例4.3.1二回路腐蚀案例4.3.2三回路腐蚀案例4.3.3核电站其他设备的腐蚀案例参考文献
    第5章 核电站中的非金属材料5.1非金属材料作为核电站燃料及结构材料5.1.1核电站用非金属核燃料5.1.2反应堆控制棒用硼的碳化物、硼合金5.1.3热屏蔽和中子屏蔽用非金属材料5.1.4热传输系统中的非金属材料5.1.5堆内控制、监测用绝缘材料5.2核电站其他安全防护、防腐等用非金属材料5.2.1陶瓷材料5.2.2玻璃5.2.3碳系非金属材料5.2.4水泥等硅酸盐材料5.2.5高分子材料5.3核电站非金属材料的老化与防护5.3.1核电站混凝土5.3.2核电站橡胶材料5.3.3核电站有机涂层5.3.4核电站玻璃钢参考文献
    第6章 核电技术创新发展6.1第一、第二代核电技术6.2新型核电反应堆型开发6.2.1世界核电公司发展与重组6.2.2核电技术发展新趋势6.3第三代核电技术6.3.1第三代核电站设计特点6.3.2第三代核电站性能特点6.3.3第三代核电技术在我国的发展6.4第四代核电技术6.4.1发展历程6.4.2技术目标6.4.36种概念堆型参考文献
    第7章 压水堆核燃料元件腐蚀、安全与创新7.1铀和二氧化铀燃料的腐蚀7.1.1铀及其腐蚀7.1.2二氧化铀的辐照肿胀与腐蚀7.2锆合金包壳材料在一回路冷却水中的腐蚀7.2.1均匀腐蚀7.2.2氢腐蚀7.2.3疖状腐蚀7.2.4辐照对腐蚀的影响7.2.5锆合金包壳在失水事故下的行为7.3核电站元件材料安全与延寿7.3.1深燃耗下的燃料组件问题和对策7.3.2核电厂反应堆堆芯及燃料参数改进7.3.3改进锆合金包壳材料在核反应堆中应用7.3.4新型高性能锆合金包壳材料的开发应用7.4高性能燃料组件及其研究7.4.1Performance+燃料组件7.4.2AFA3G燃料组件7.4.3HTP燃料组件7.4.4System80+燃料组件7.4.5VVER1000燃料组件7.4.6MOX燃料组件7.4.7国外高性能燃料元件研究动向7.4.8我国高性能燃料元件研究参考文献
    第8章 核电站(厂)的老化管理8.1概述8.2核电设备老化管理的监管体系8.2.1世界发达国家核电设备老化管理现状8.2.2中国核电设备老化管理现状8.3核电设备老化研究8.3.1核电设备老化行为研究8.3.2核电设备老化检查和监督8.3.3核电设备老化评估8.3.4核电设备老化缓解技术8.4核电设备老化管理实施8.4.1核电设备老化管理目标8.4.2核电设备老化管理策略8.4.3核电设备老化管理模式8.4.4核电设备老化管理计划8.4.5老化管理组织机构8.4.6老化管理工作的持续改进机制8.4.7老化管理信息系统8.5老化管理数据库8.5.1老化管理和评估的一般数据需求8.5.2老化管理数据库的设计8.6典型安全重要设备的老化管理8.6.1反应堆压力容器(RPV)8.6.2蒸汽发生器(SG)8.6.3一回路管道系统8.6.4安全壳参考文献索引
  • 内容简介:
      《材料延寿与可持续发展:核电材料老化与延寿》是《材料延寿与可持续发展》丛书之一。全书从当前核电材料的实际应用及未来发展趋势出发,按照压水堆核电站(厂)主系统及主设备流程进行阐述,简明地介绍压水反应堆主系统及主要设备,阐述压水堆主设备、压水堆(PWR)二回路、三回路及其他重要设备的材料腐蚀与老化问题,介绍核电站中的非金属材料应用,分析从第一代到目前正在开发的第四代核电技术发展创新,以及压水堆核燃料元件及组件腐蚀安全与创新问题,最后全面阐述核电厂老化管理问题。  《材料延寿与可持续发展:核电材料老化与延寿》适合核电领域工程设计人员、材料科学研究领域的科研开发人员参考。
  • 作者简介:
      白新德,清华大学材料科学与工程系教授,博士生导师,中国腐蚀与防护学会理事,兼能源工程专业委员会主任。1965年毕业于清华大学,后留校任教。长期从事材料腐蚀与防护等课程的教学工作。《核材料科学与工程:核材料化学》(2007年)的作者。
  • 目录:
    第1章 绪言1.1清洁能源、低碳经济与核能1.1.1核能发电的意义1.1.2核能发电的现状1.2反应堆与核电站1.2.1反应堆和核电站1.2.2反应堆的类别1.2.3压水堆与沸水堆的特点1.2.4核电技术的发展1.3核电材料1.3.1核反应堆芯主要材料1.3.2核反应堆材料一些术语1.4核电安全1.4.1核电站安全长期运行是极为重要的问题1.4.2核电材料老化、腐蚀与安全措施参考文献
    第2章 压水堆主系统及主要设备2.1压水堆核电站的组成2.2一回路系统及主设备2.2.1反应堆压力容器2.2.2蒸汽发生器2.2.3堆内构件2.2.4稳压器2.2.5主管道2.2.6反应堆冷却剂泵及其轴封系统2.2.7安全壳2.3一回路重要辅助系统概述2.4二回路系统简述2.5核电站设备的腐蚀2.5.1概述2.5.2核反应堆系统水化学环境2.5.3压水堆(PWR)设备材料2.5.4核电站材料腐蚀主要类型2.5.5PWR结构材料的腐蚀控制参考文献
    第3章 压水堆主设备的老化退化3.1反应堆压力容器的老化退化3.1.1辐照脆化3.1.2热老化3.1.3回火脆化3.1.4疲劳3.1.5腐蚀3.1.6磨损3.1.7反应堆压力容器材料失效案例3.1.8反应堆压力容器材料应用性能的改善3.2蒸汽发生器的老化退化3.2.1结构设计、制造及材料中可能的薄弱环节3.2.2传热管的老化退化3.2.3筒身、给水管嘴和管板老化退化3.3堆内构件的老化退化3.3.1辐照脆化3.3.2疲劳3.3.3辐照促进应力腐蚀破裂3.3.4辐照肿胀3.3.5机械磨损3.3.6控制棒束导向管定位销钉的PWSCC3.3.7控制堆内构件老化的对策3.4稳压器的老化退化3.4.1疲劳3.4.2腐蚀3.5主管道的老化退化3.5.1冲刷腐蚀3.5.2疲劳3.5.3热老化3.6反应堆冷却剂泵的老化退化3.6.1冲刷腐蚀3.6.2疲劳3.7主泵老化退化3.8安全壳材料的腐蚀与延寿参考文献
    第4章 压水堆二回路、三回路材料腐蚀及腐蚀案例4.1腐蚀环境4.1.1海水环境4.1.2大气环境4.1.3土壤环境4.2二、三回路材料的腐蚀4.2.1二回路材料腐蚀4.2.2三回路结构材料常见腐蚀4.2.3三回路及电站其他设施用不锈钢的海水腐蚀4.3腐蚀案例4.3.1二回路腐蚀案例4.3.2三回路腐蚀案例4.3.3核电站其他设备的腐蚀案例参考文献
    第5章 核电站中的非金属材料5.1非金属材料作为核电站燃料及结构材料5.1.1核电站用非金属核燃料5.1.2反应堆控制棒用硼的碳化物、硼合金5.1.3热屏蔽和中子屏蔽用非金属材料5.1.4热传输系统中的非金属材料5.1.5堆内控制、监测用绝缘材料5.2核电站其他安全防护、防腐等用非金属材料5.2.1陶瓷材料5.2.2玻璃5.2.3碳系非金属材料5.2.4水泥等硅酸盐材料5.2.5高分子材料5.3核电站非金属材料的老化与防护5.3.1核电站混凝土5.3.2核电站橡胶材料5.3.3核电站有机涂层5.3.4核电站玻璃钢参考文献
    第6章 核电技术创新发展6.1第一、第二代核电技术6.2新型核电反应堆型开发6.2.1世界核电公司发展与重组6.2.2核电技术发展新趋势6.3第三代核电技术6.3.1第三代核电站设计特点6.3.2第三代核电站性能特点6.3.3第三代核电技术在我国的发展6.4第四代核电技术6.4.1发展历程6.4.2技术目标6.4.36种概念堆型参考文献
    第7章 压水堆核燃料元件腐蚀、安全与创新7.1铀和二氧化铀燃料的腐蚀7.1.1铀及其腐蚀7.1.2二氧化铀的辐照肿胀与腐蚀7.2锆合金包壳材料在一回路冷却水中的腐蚀7.2.1均匀腐蚀7.2.2氢腐蚀7.2.3疖状腐蚀7.2.4辐照对腐蚀的影响7.2.5锆合金包壳在失水事故下的行为7.3核电站元件材料安全与延寿7.3.1深燃耗下的燃料组件问题和对策7.3.2核电厂反应堆堆芯及燃料参数改进7.3.3改进锆合金包壳材料在核反应堆中应用7.3.4新型高性能锆合金包壳材料的开发应用7.4高性能燃料组件及其研究7.4.1Performance+燃料组件7.4.2AFA3G燃料组件7.4.3HTP燃料组件7.4.4System80+燃料组件7.4.5VVER1000燃料组件7.4.6MOX燃料组件7.4.7国外高性能燃料元件研究动向7.4.8我国高性能燃料元件研究参考文献
    第8章 核电站(厂)的老化管理8.1概述8.2核电设备老化管理的监管体系8.2.1世界发达国家核电设备老化管理现状8.2.2中国核电设备老化管理现状8.3核电设备老化研究8.3.1核电设备老化行为研究8.3.2核电设备老化检查和监督8.3.3核电设备老化评估8.3.4核电设备老化缓解技术8.4核电设备老化管理实施8.4.1核电设备老化管理目标8.4.2核电设备老化管理策略8.4.3核电设备老化管理模式8.4.4核电设备老化管理计划8.4.5老化管理组织机构8.4.6老化管理工作的持续改进机制8.4.7老化管理信息系统8.5老化管理数据库8.5.1老化管理和评估的一般数据需求8.5.2老化管理数据库的设计8.6典型安全重要设备的老化管理8.6.1反应堆压力容器(RPV)8.6.2蒸汽发生器(SG)8.6.3一回路管道系统8.6.4安全壳参考文献索引
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