核材料與應(yīng)用

第1章核能利用與核材料
1.1核電發(fā)展概況
1.1.1天然的核反應(yīng)堆
1.1.2核電廠的原理及優(yōu)勢(shì)
1.1.3核電廠系統(tǒng)組成
1.1.4核電廠主要反應(yīng)堆類型
1.1.5世界核電發(fā)展歷史和現(xiàn)狀
1.1.6中國(guó)核電發(fā)展后來(lái)居上
1.2核反應(yīng)堆部件的功能和工件環(huán)境
1.2.1核燃料元件
1.2.2慢化劑
1.2.3冷卻劑
1.2.4堆內(nèi)構(gòu)件
1.2.5控制棒組件
1.2.6反射層
1.2.7反應(yīng)堆容器
1.2.8安全殼
1.2.9屏蔽層
1.2.10回路管道
1.2.11主泵
1.2.12蒸汽發(fā)生器
1.2.13穩(wěn)壓器
1.3對(duì)核反應(yīng)堆材料的要求
1.3.1低中子俘獲截面
1.3.2輻照穩(wěn)定性
1.3.3耐蝕性
1.3.4相容性
1.4核電廠材料的分類
1.4.1常規(guī)島用材料
1.4.2反應(yīng)堆核島用材料
1.5利用材料科學(xué)與工程四要素分析核材料
1.5.1材料科學(xué)與工程四要素
1.5.2各類核反應(yīng)堆電廠的結(jié)構(gòu)部件及所用材料
1.5.3壓水堆核電廠結(jié)構(gòu)及所用材料
復(fù)習(xí)題及習(xí)題
第2章核燃料
2.1核燃料概述
2.1.1核燃料的分類
2.1.2核燃料資源
2.1.3裂變核燃料的臨界質(zhì)量和臨界體積
2.1.4核燃料的入堆形式
2.1.5裂變核燃料的富集度·濃縮鈾
2.1.6裂變核燃料材料的類型和化學(xué)成分
2.1.7核燃料的增殖
2.2金屬型燃料
2.2.1鈾和鈾合金
2.2.2鈾钚鋯合金
2.3二氧化鈾燃料的制造
2.3.1二氧化鈾作為核燃料的優(yōu)勢(shì)
2.3.2二氧化鈾燃料芯塊的生產(chǎn)流程
2.3.3對(duì)UF6原料和二氧化鈾粉末產(chǎn)品的初步了解
2.3.4二氧化鈾粉末的生產(chǎn)
2.3.5二氧化鈾芯塊的生產(chǎn)
2.3.6壓水堆燃料元件(棒)制造
2.3.7燃料組件
2.4二氧化鈾的基本性質(zhì)
2.4.1鈾氧系相圖
2.4.2物理性質(zhì)
2.4.3熱物理性質(zhì)
2.4.4二氧化鈾燃料的力學(xué)性能
2.4.5二氧化鈾燃料的化學(xué)性能
2.5二氧化鈾芯塊的堆內(nèi)行為
2.5.1輻照下二氧化鈾燃料中發(fā)生的現(xiàn)象
2.5.2芯塊開裂
2.5.3芯塊密實(shí)化
2.5.4重結(jié)構(gòu)
2.5.5輻照腫脹
2.5.6裂變氣體釋放
2.5.7氧及可揮發(fā)性裂變產(chǎn)物的再分布
2.6MOX燃料
2.7高性能陶瓷燃料
2.7.1陶瓷型燃料對(duì)比
2.7.2碳化物燃料
2.7.3氮化物燃料
2.8其他燃料
2.9核燃料循環(huán)
2.9.1裂變核燃料循環(huán)
2.9.2聚變核燃料循環(huán)
2.9.3核反應(yīng)堆中放射性物質(zhì)的生成
2.9.4核裂變與裂變能
2.9.5核裂變中生成的放射性物質(zhì)
2.9.6放射性廢棄物及其處理和處置
復(fù)習(xí)題及習(xí)題
第3章鋯合金包殼材料
3.1熱堆燃料元件包殼材料選取原則
3.1.1包殼的作用及包殼材料應(yīng)具備的條件
3.1.2各種熱堆包殼材料簡(jiǎn)介
3.1.3輕水堆包殼材料非鋯莫屬
3.2金屬鋯的基本性質(zhì)
3.2.1鋯的發(fā)展簡(jiǎn)史
3.2.2鋯的礦物資源
3.2.3鋯的基本性質(zhì)
3.2.4鋯的晶體結(jié)構(gòu)
3.2.5鋯的塑性形變特點(diǎn)
3.3鋯的合金化
3.3.1鋯合金的合金化原理
3.3.2鋯錫合金的發(fā)展
3.3.3鋯合金包殼材料的成分及其作用
3.4鋯合金在反應(yīng)堆中的應(yīng)用
3.4.1鋯合金用于反應(yīng)堆的發(fā)展歷程
3.4.2作為燃料包殼材料的鋯合金
3.4.3用于反應(yīng)堆的其他鋯合金
3.4.4中國(guó)的鋯合金發(fā)展
3.5鋯合金管的制造
3.5.1鋯合金管制造工藝流程
3.5.2冶煉和鑄錠制造
3.5.3壓力加工和熱處理
3.5.4鋯合金包殼的微觀組織結(jié)構(gòu)和宏觀特性
3.6鋯合金的力學(xué)性質(zhì)
3.6.1Zr2和Zr4合金的基本力學(xué)性質(zhì)
3.6.2Zr2和Zr4合金的蠕變性能
3.7鋯合金包殼管的堆內(nèi)行為
3.7.1表面腐蝕(氧化)
3.7.2吸氫與氫脆
3.7.3鋯合金輻照生長(zhǎng)
3.7.4力學(xué)性能變化
3.7.5芯塊與包殼的相互作用
3.8事故條件下鋯合金管的行為
3.8.1失水事故條件下鋯合金包殼管的行為
3.8.2堆芯熔毀事故條件下的包殼行為
復(fù)習(xí)題及習(xí)題
第4章壓力殼用低合金高強(qiáng)度鋼
4.1鋼及鎳合金構(gòu)成輕水堆的骨架和循環(huán)系統(tǒng)
4.1.1一座100萬(wàn)kW核電廠要使用5萬(wàn)t以上的優(yōu)質(zhì)鋼材
4.1.2壓力容器的作用及服役條件分析
4.1.3壓力容器成形加工及焊接
4.1.4壓水堆核電廠核島部分用大型鍛件
4.2反應(yīng)堆壓力容器及選材特殊要求
4.2.1反應(yīng)堆容器及對(duì)反應(yīng)堆安全的保障
4.2.2反應(yīng)堆對(duì)鋼和鎳合金材料的特殊要求
4.3核電壓力容器用鋼及其演化歷史
4.3.1核電壓力容器用鋼簡(jiǎn)介
4.3.2核電壓力容器用鋼的演化歷史
4.3.3壓力容器鋼及其性質(zhì)
4.4SA508(20 MnMoNi)系列鋼的化學(xué)成分和力學(xué)性能
4.4.1壓水堆壓力容器用鋼的化學(xué)成分和力學(xué)性能
4.4.2SA508系列鋼中的主要元素及其作用
4.5SA5083鋼的冶煉、加工及熱處理
4.5.1SA5083鋼的冶煉
4.5.2通過(guò)控制鍛造提高合金鋼的性能
4.5.3借由γ→α相變實(shí)現(xiàn)α相晶粒細(xì)化
4.5.4貝氏體組織SA5083壓力容器用鋼
4.5.5調(diào)質(zhì)處理的SA5083壓力容器用鋼
4.6壓力容器鋼的輻照脆化及其影響因素
4.6.1壓力容器鋼的輻照脆化
4.6.2壓力容器鋼的輻照脆化的影響因素
4.7大型鍛件中的氫及氫損傷
4.7.1大型鍛件中氫的來(lái)源
4.7.2氫在鋼中的存在狀態(tài)
4.7.3氫在鋼中的滲透與溶解
4.7.4氫對(duì)鋼力學(xué)性能的影響
4.7.5氫脆理論
復(fù)習(xí)題及習(xí)題
第5章反應(yīng)堆用不銹鋼
5.1何謂不銹鋼
5.1.1不銹鋼的定義
5.1.2不銹鋼“不生銹”的原因
5.1.3有哪些類型的不銹鋼
5.1.4為什么奧氏體不銹鋼在反應(yīng)堆中用得最多
5.2不銹鋼的成分和相組成特點(diǎn)
5.2.1各類不銹鋼的成分和相組成特點(diǎn)
5.2.2鉻鎳奧氏體不銹鋼的熱處理
5.2.3不銹鋼的發(fā)展和性能提高
5.3不銹鋼的基本性質(zhì)
5.3.1物理性質(zhì)
5.3.2力學(xué)性質(zhì)
5.3.3耐蝕性
5.4不銹鋼在反應(yīng)堆中的應(yīng)用
5.4.1堆芯和堆內(nèi)構(gòu)件以及控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)用不銹鋼和鎳合金
5.4.2一回路管道和冷卻劑泵用不銹鋼
5.4.3對(duì)反應(yīng)堆用不銹鋼性能的要求
5.5不銹鋼在堆內(nèi)的腐蝕行為
5.5.1不銹鋼在水溶液中的幾種主要腐蝕現(xiàn)象
5.5.2奧氏體不銹鋼在堆內(nèi)的腐蝕
5.5.3管道材料的應(yīng)力腐蝕
復(fù)習(xí)題及習(xí)題
第6章核電廠用高溫合金和耐熱鋼
6.1蒸汽發(fā)生器嚴(yán)酷的服役環(huán)境
6.1.1反應(yīng)堆中的蒸汽發(fā)生器
6.1.2蒸汽發(fā)生器的服役環(huán)境和各類腐蝕問題
6.2蒸汽發(fā)生器傳熱管材料現(xiàn)狀
6.2.1傳熱管破損的部位和原因
6.2.2傳熱管材料現(xiàn)狀
6.3反應(yīng)堆用高溫合金
6.3.1高溫合金的種類
6.3.2高溫合金的合金化原理和相組織
6.3.3合金元素的作用及其對(duì)性能的影響
6.3.4鎳基合金的抗SCC性能
6.3.5堆芯用鎳基合金
6.4耐熱鋼的合金化原理
6.4.1耐熱鋼的性能要求
6.4.2耐熱鋼的合金化措施
6.5超臨界發(fā)電機(jī)組用9%~12%Cr馬氏體耐熱鋼
6.5.1超臨界機(jī)組發(fā)電是提高熱效率的有效手段
6.5.2鐵素體耐熱鋼的發(fā)展歷史
6.5.39%~12%Cr馬氏體耐熱鋼的強(qiáng)化機(jī)理
6.5.49%~12%Cr馬氏體耐熱鋼的研究現(xiàn)狀及主要存在的問題
6.5.5G115鋼的成分設(shè)計(jì)
復(fù)習(xí)題及習(xí)題
第7章高溫氣冷堆用石墨材料
7.1高溫氣冷堆——石墨的用武之地
7.1.1高溫氣冷堆是第四代反應(yīng)堆的代表
7.1.2高溫氣冷堆用石墨材料
7.2石墨的結(jié)構(gòu)、性能及制作工藝
7.2.1石墨的晶體結(jié)構(gòu)
7.2.2石墨的獨(dú)特性能使其成為核能領(lǐng)域的關(guān)鍵材料
7.2.3核石墨的基本制作工藝
7.3高溫氣冷堆用包覆顆粒燃料
7.3.1高溫氣冷堆簡(jiǎn)介
7.3.2高溫氣冷堆燃料元件類型
7.3.3包覆燃料顆粒類型
7.3.4燃料核芯類型
7.4高溫氣冷堆用石墨的發(fā)展
7.4.1核石墨的制作
7.4.2石墨在高溫氣冷堆中的應(yīng)用
7.4.3各國(guó)高溫氣冷堆石墨的發(fā)展
7.4.4核石墨材料的發(fā)展方向
復(fù)習(xí)題及習(xí)題
第8章快堆燃料和包殼材料
8.1實(shí)現(xiàn)核燃料增殖的有效途徑——快中子增殖堆
8.1.1快堆發(fā)展已進(jìn)入第三代
8.1.2可轉(zhuǎn)換核素和核燃料的增殖
8.1.3快中子增殖堆的特征
8.2快堆燃料組件
8.2.1燃料組件的功能和結(jié)構(gòu)
8.2.2快中子增殖堆燃料的發(fā)展史、現(xiàn)狀和發(fā)展趨勢(shì)
8.3快堆燃料元件的使用環(huán)境和性能要求
8.3.1快堆燃料組件極嚴(yán)酷的工作環(huán)境
8.3.2快堆燃料芯塊的發(fā)熱分析
8.3.3快堆用二氧化鈾燃料
8.4快堆用MOX燃料制造
8.4.1用于快堆和熱堆的MOX燃料
8.4.2快堆MOX核燃料組件制造流程
8.4.3MOX粉末制造
8.4.4MOX芯塊制造
8.5(U,Pu)O2的基本性質(zhì)及堆內(nèi)行為
8.5.1物理性質(zhì)
8.5.2力學(xué)性質(zhì)
8.5.3堆內(nèi)行為
8.6快堆包殼材料
8.6.1快堆包殼材料應(yīng)具備的條件
8.6.2材料選擇要求
8.6.3材料的選擇和演化
8.7快堆包殼材料的輻照損傷
8.7.1輻照損傷機(jī)制
8.7.2不銹鋼的輻照效應(yīng)
8.7.3新型抗腫脹合金
復(fù)習(xí)題及習(xí)題
第9章中子吸收材料及屏蔽材料
9.1中子吸收材料
9.1.1反應(yīng)堆控制概述
9.1.2碳化硼陶瓷
9.1.3銀銦鎘和合金
9.1.4鉿
9.1.5稀土氧化物
9.2屏蔽材料
9.2.1輻射屏蔽的基礎(chǔ)知識(shí)
9.2.2屏蔽材料
復(fù)習(xí)題及習(xí)題
第10章聚變堆材料
10.1聚變能與聚變堆
10.1.1取之不盡，用之不竭的能量源泉
10.1.2聚變堆基本原理——等離子體的約束、加熱和診斷
10.1.3磁慣性約束核聚變
10.1.4慣性約束聚變實(shí)驗(yàn)裝置
10.2聚變堆中的面向等離子體材料
10.2.1聚變堆中的核反應(yīng)及相關(guān)材料問題
10.2.2面向等離子構(gòu)件的工況及對(duì)第一壁材料的要求
10.2.3等離子體材料表面相互作用
10.2.4面向等離子體材料現(xiàn)狀
10.2.5高能中子輻照效應(yīng)
10.3第一壁材料及結(jié)構(gòu)
10.3.1第一壁材料
10.3.2第一壁結(jié)構(gòu)實(shí)例
10.4聚變堆設(shè)計(jì)和工況條件
10.4.1第一壁環(huán)境條件
10.4.2真空壁材料的設(shè)計(jì)限值
10.4.3聚變堆材料與裂變堆材料使用性能的比較
復(fù)習(xí)題及習(xí)題
縮略語(yǔ)
參考文獻(xiàn)