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材料延寿与可持续发展：核电材料老化与延寿

材料延寿与可持续发展：核电材料老化与延寿

定　价：¥49.00

作　者： 《材料延寿与可持续发展》编委会，许维钧，白新德 编
出版社： 化学工业出版社
丛编项： 材料延寿与可持续发展
标　签： 工业技术 一般工业技术

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ISBN： 9787122212559 出版时间： 2015-01-01 包装： 平装
开本： 16开 页数： 234 字数：  

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。

图书目录

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PWSCC
3.3.7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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