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核电材料老化与延寿电子书

  1 本书是国家出版基金项目,具有一定的写作和学术水平.   2 本书是**本关注核电材料的老化和寿命的著作,对我国发展核电及核电安全有重要意义.

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作       者:许维钧、白新德 主编

出  版  社:化学工业出版社

出版时间:2015-01-01

字       数:21.8万

所属分类: 科技 > 工业技术 > 一般工业技术

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《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,分析从代到目前正在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,后全面阐述核电厂老化管理问题。 本书适合核电领域工程设计人员、材料科学研究领域的科研发人员参考。<br/>【推荐语】<br/>1 本书是国家出版基金项目,具有一定的写作和学术水平. 2 本书是**本关注核电材料的老化和寿命的著作,对我国发展核电及核电安全有重要意义.<br/>【作者】<br/>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。<br/>
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版权页

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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