核电材料老化与延寿电子书

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总序言

总前言

前言

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[1，2]

1.1.2　核能发电的现状

1.2　反应堆与核电站[1，2]

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]

1.3.1　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[1，4，5]

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[3～6]

2.2　一回路系统及主设备[7～10]

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　反应堆冷却剂泵反应堆冷却剂泵及其轴封系统

2.2.7　安全壳安全壳

2.3　一回路重要辅助系统概述一回路重要辅助系统概述[4～6]

2.4　二回路系统简述二回路系统简述[4～6]

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水化学环境[11～13]

2.5.3　压水堆(PWR)设备材料[7，11，12]

2.5.4　核电站材料腐蚀主要类型[1，3，7]

2.5.5　PWR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[1～4]

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[1，3，5]

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[1，3，6]

3.3.1　辐照脆化辐照脆化

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[1～3]

3.4.1　疲劳

3.4.2　腐蚀

3.5　主管道的老化退化[1，2，7]

3.5.1　冲刷腐蚀冲刷腐蚀

3.5.2　疲劳疲劳

3.5.3　热老化热老化

3.6　反应堆冷却剂泵的老化退化[1，2]

3.6.1　冲刷腐蚀冲刷腐蚀

3.6.2　疲劳疲劳

3.7　主泵老化退化[1，2]

3.8　安全壳材料的腐蚀与延寿[1～3]

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[1]

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[1]

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[2，3]

4.3.1　二回路腐蚀二回路腐蚀案例

4.3.2　三回路腐蚀三回路腐蚀案例

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[2～6]

5.1.1　核电站用非金属核燃料非金属核燃料[2,3]

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[4,5]

5.1.5　堆内控制、监测用绝缘材料[5,6]

5.2　核电站其他安全防护、防腐等用非金属材料[3,7～11]

5.2.1　陶瓷材料

5.2.2　玻璃玻璃

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[7～11]

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[20～22]

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[1～3]

6.2　新型核电反应堆型开发[1,4]

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[1]

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[5]

6.4.1　发展历程

6.4.2　技术目标

6.4.3　6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[1～3]

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[1～3]

7.2.1　均匀腐蚀均匀腐蚀

7.2.2　氢腐蚀氢腐蚀

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[1,3,5]

7.3.1　深燃耗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[1,5]

7.4.1　Performance+燃料组件

7.4.2　AFA3G燃料组件AFA3G燃料组件

7.4.3　HTP燃料组件HTP燃料组件

7.4.4　System80+燃料组件

7.4.5　VVER-1000燃料组件VVER-1000燃料组件

7.4.6　MOX燃料组件MOX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[1～14]

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[15～21]

8.3.1　核电设备老化行为研究

8.3.1.1　核电设备主要老化模式对材料性能的影响

8.3.1.2　核电厂主要设备的典型老化问题

8.3.2　核电设备老化检查和监督[19]

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[22～24]

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

8.4.4.1　老化管理对象的筛选

8.4.4.2　部件老化管理的分级

8.4.4.3　老化管理大纲老化管理大纲(AMP)

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[25,26]

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[26]

8.6　典型安全重要设备的老化管理[17,27～29]

8.6.1　反应堆压力容器(RPV)[27]

8.6.2　蒸汽发生器(SG)[28]

8.6.3　一回路管道系统[29]

8.6.4　安全壳[17]

参　考　文　献

索　　引

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