核電廠材料

1 核電廠
1.1 當(dāng)前反應(yīng)堆
1.1.1壓水反應(yīng)堆
1.1.2沸水反應(yīng)堆
1.1.3 CANDU反應(yīng)堆
1.1.4先進(jìn)氣體反應(yīng)堆
1.2反應(yīng)堆概念的改進(jìn)和發(fā)展
1.2.1先進(jìn)輕水反應(yīng)堆
1.2.2先進(jìn)重水反應(yīng)堆
1.2.3小型模塊化反應(yīng)堆
1.2.4先進(jìn)的新型反應(yīng)堆概念
1.3中子譜、快堆和燃料循環(huán)……
1.3.1中子譜
1.3.2燃料循環(huán)
1.4第四代核電站
1.4.1鈉冷快堆
1.4.2鉛冷快堆
1.4.3超高溫反應(yīng)堆系統(tǒng)
1.4.4氣冷快堆系統(tǒng)研發(fā)
1.4.5超臨界水堆
1.4.6熔鹽堆
1.5其他先進(jìn)的核電站概念
1.5.1行波反應(yīng)堆
1.5.2加速器驅(qū)動系統(tǒng)
1.5.3空間核電站
1.5.4核聚變
1.6核能與電能和熱能的轉(zhuǎn)化
參考文獻(xiàn)
2材料
2.1簡介
2.2基礎(chǔ)知識
2.2.1點缺陷
2.2.2線缺陷
2.2.3面缺陷
2.2.4擴(kuò)散過程
2.2.5二元相圖
2.3核材料的種類
2.3.1鋼
2.3.2高溫合金
2.3.3難熔合金
2.3.4鋯合金
2.3.5金屬間化合物
2.3.6納米結(jié)構(gòu)材料
2.3.7陶瓷材料
2.3.8涂料
參考文獻(xiàn)
3組件及生產(chǎn)
3.1核電站組件
3.1.1容器
3.1.2燃料元件
3.1.3控制桿
3.1.4其他反應(yīng)堆內(nèi)部結(jié)構(gòu)
3.1.5管道和蒸汽發(fā)生器
3.1.6中間熱交換器
3.1.7能源轉(zhuǎn)換系統(tǒng)
3.1.8核裂變材料
3.1.9融合
3.2生產(chǎn)技術(shù)
3.2.1熔化
3.2.2塑形
3.3粉末冶金
3.3.1粉末生產(chǎn)
3.3.2粉末壓制
3.4石墨
3.5纖維增強(qiáng)材料
3.6融合過程
3.6.1埋弧焊和鎢極氬弧焊
3.6.2焊縫缺陷
3.6.3其他粘結(jié)方法
3.7涂層和表面處理
3.7.1內(nèi)襯
3.7.2化學(xué)氣相沉積
3.7.3物理氣相沉積
3.7.4熱噴涂
3.7.5其他表面處理
參考文獻(xiàn)
4核材料的力學(xué)性能
4.1簡介
4.2材料強(qiáng)度
4.2.1單晶塑性變形
4.2.2應(yīng)力 - 應(yīng)變曲線
4.2.3強(qiáng)化機(jī)制
4.3韌性
4.3.1沖擊試驗和斷裂面轉(zhuǎn)變溫度
4.3.2斷裂韌性
4.4蠕變
4.4.1蠕變曲線
4.4.2應(yīng)力斷裂曲線
4.4.3金屬熱蠕變的機(jī)制的
4.4.4蠕變損傷
4.4.5應(yīng)力斷裂數(shù)據(jù)外推法
4.4.6蠕變裂紋擴(kuò)展
4.4.7核電站陶瓷材料的熱蠕變
4.5疲勞
4.5.1簡介
4.5.2基本原則
4.5.3疲勞結(jié)果的表示
4.5.4疲勞裂紋擴(kuò)展
4.5.5疲勞現(xiàn)象
4.5.6蠕變疲勞相互作用
參考文獻(xiàn)
5輻射損傷
5.1簡介
5.2早期輻射損傷
5.3輻射產(chǎn)生的點缺陷的應(yīng)對
5.3.1溫度的影響
5.3.2晶格類型影響
5.3.3化學(xué)成分的影響
5.4其他類型的輻射損傷
5.4.1輻射引起的離析（RIS）
5.4.2輻射析出
5.4.3非晶化
5.4.4異類原子的生成
5.5輻射導(dǎo)致的尺寸變化
5.5.1輻射腫脹
5.5.2輻射蠕變
5.6高溫輻射效應(yīng)
5.7輻射對力學(xué)性能的影響
5.7.1強(qiáng)度和韌性
5.7.2輻射對疲勞和疲勞裂紋擴(kuò)展的影響
5.7.3蠕變和蠕變疲勞
5.8非金屬結(jié)構(gòu)材料的輻射損傷
5.8.1石墨
5.8.2碳化硅
5.9組件輻射損傷
5.9.1輕水反應(yīng)堆
5.9.2先進(jìn)反應(yīng)堆的輻射損傷
參考文獻(xiàn)
6核電站的環(huán)境損害
6.1腐蝕的基礎(chǔ)知識
6.1.1腐蝕的形式
6.1.2腐蝕試驗
6.1.3應(yīng)力腐蝕開裂（SCC）
6.1.4腐蝕和疲勞載荷
6.1.5高溫的影響
6.2輕水反應(yīng)堆的環(huán)境影響
6.2.1基礎(chǔ)知識
6.2.2壓力邊界
6.2.3反應(yīng)堆內(nèi)部
6.2.4鋯合金包層腐蝕
6.3先進(jìn)反應(yīng)堆的環(huán)境影響
6.3.1鈉冷快堆
6.3.2高溫氣體反應(yīng)堆
6.3.3其他高級核電站
6.4核聚變
參考文獻(xiàn)
7先進(jìn)的機(jī)械測試和分析方法
7.1簡介
7.2微機(jī)械測試
7.2.1疲勞裂紋擴(kuò)展試驗
7.2.2斷裂韌性試驗
7.2.3剪切沖壓
7.2.4微納米硬度測試
7.2.5微量樣品的壓縮和拉伸試驗
7.3先進(jìn)的輔助設(shè)備
7.3.1輻射
7.3.2利用聚焦離子束制備微量樣品
7.3.3微量樣品幾何變化的測量
7.4顯微組織調(diào)查
7.4.1掃描電子顯微鏡
7.4.2透射電子顯微鏡
7.4.3其他分析技術(shù)
7.4.4光束線分析
7.5建模技術(shù)
7.5.1第一原則
7.5.2分子動力學(xué)
7.5.3蒙特卡羅動力學(xué)和速率理論
7.5.4位錯動力學(xué)
7.5.5熱力學(xué)計算
7.5.6多尺度建模的一些結(jié)果
7.6展望
參考文獻(xiàn)
8設(shè)計、生命周期和剩余壽命
8.1簡介
8.2負(fù)荷和應(yīng)力的組件
8.2.1等效應(yīng)力
8.2.2凹位
8.3代碼和設(shè)計規(guī)則
8.3.1代碼的一般結(jié)構(gòu)
8.3.2材料選擇問題
8.4材料性能數(shù)據(jù)庫需求
8.5無損檢測/評估
8.5.1一般注意事項
8.5.2無損檢測技術(shù)
8.5.3先進(jìn)的材料特性
8.5.4 先進(jìn)核能系統(tǒng)的無損檢測
8.5.5 反應(yīng)堆壓力容器案例
參考文獻(xiàn)