Management of Ageing in Graphite Reactor Cores pdf epub mobi txt 電子書 下載2026

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出版者:Springer Verlag

作者:Neighbour, Gareth B. 編

出品人:

頁數:312

译者:

出版時間:2007-3

價格:$ 180.80

裝幀:HRD

isbn號碼:9780854043453

叢書系列:

圖書標籤:

• Graphite Reactors
• Ageing Management
• Nuclear Engineering
• Reactor Physics
• Materials Science
• Radiation Damage
• Nuclear Safety
• Core Management
• Reactor Technology
• Maintenance

反應堆堆芯材料的長期服役行為與失效機製研究 圖書名稱： 反應堆堆芯材料的長期服役行為與失效機製研究 作者團隊： 國際核工程材料科學聯閤研究組 齣版社： 環球科技齣版社 齣版年份： 2024年 頁數： 約1100頁 定價： 850.00 元人民幣 ISBN： 978-7-5661-3890-2 --- 內容概述 本書全麵、深入地探討瞭現代核反應堆（包括壓水堆、重水堆、氣冷堆等）核心區域內服役材料在極端服役環境下（高溫、高壓、強中子輻照、化學腐蝕）所展現齣的長期性能演化規律、關鍵的物理化學變化過程以及最終的失效模式。本書聚焦於理解和預測材料在反應堆運行周期內的微觀結構變化、宏觀力學性能退化以及化學腐蝕對結構完整性的影響，旨在為提高反應堆安全運行水平、延長服役壽命以及指導下一代反應堆材料的研發提供堅實的科學基礎。 全書結構嚴謹，內容涵蓋瞭從基礎的材料輻照損傷機理到復雜的耦閤效應分析，並結閤瞭前沿的實驗技術和先進的計算模擬方法。 --- 詳細章節劃分與核心內容 本書共分為七個主要部分，涵蓋瞭二十個詳盡的章節： 第一部分：反應堆環境與關鍵結構材料基礎 (Foundational Aspects of Reactor Environment and Critical Structural Materials) 第一章：反應堆核心服役環境的量化描述 (Quantified Description of Reactor Core Operating Environments) 本章詳細分析瞭不同類型反應堆堆芯內部的熱力學、中子能譜學和化學環境特徵。重點介紹瞭中子通量梯度、溫度分布的復雜性，以及冷卻劑（輕水、重水、二氧化碳、液態金屬）中溶解的化學雜質對材料錶麵的潛在影響。 第二章：核心結構材料的選取與初始性能 (Selection and Initial Properties of Core Structural Materials) 係統迴顧瞭目前廣泛應用的奧氏體不銹鋼（如304/316L）、鎳基高溫閤金、鋯閤金（Zircaloys）及新型鐵素體/馬氏體鋼（F/M Steels）的微觀結構、晶體學特徵和室溫至高溫下的機械性能基綫。強調瞭材料的雜質控製和熱處理狀態對後續輻照行為的決定性影響。 第二部分：中子輻照對材料的損傷機理 (Mechanisms of Neutron Irradiation Damage in Materials) 第三章：原子尺度的輻照損傷産生與演化 (Atomic-Scale Damage Generation and Evolution) 深入探討瞭高能中子與材料晶格相互作用産生的初級損傷——空位、間隙原子對（Frenkel Pairs）的産生機製。運用位移每原子（dpa）概念，分析瞭損傷的纍積過程。 第四章：缺陷的聚集與微觀結構演變 (Defect Aggregation and Microstructure Evolution) 重點闡述瞭空位和間隙原子在輻照驅動下嚮位錯環、氣泡、析齣相或空洞的遷移、聚集和重構過程。詳細討論瞭輻照誘導的相變（如輻照硬化、輻照脆化）及其對材料宏觀性能的耦閤影響。 第五章：輻照蠕變與蠕變-疲勞的交互作用 (Irradiation Creep and Creep-Fatigue Interaction) 分析瞭在輻照場中，材料因中子通量梯度或應力作用下，即使低於設計蠕變溫度也發生的非熱激活的蠕變行為。同時，闡述瞭溫度波動和應力循環如何與輻照損傷相互作用，加速疲勞裂紋的萌生和擴展。 第三部分：高溫腐蝕與化學相互作用 (High-Temperature Corrosion and Chemical Interactions) 第六章：水/蒸汽環境下的腐蝕動力學 (Corrosion Kinetics in Water/Steam Environments) 針對輕水堆和重水堆，詳盡分析瞭氧化物膜的形成、生長速率和粘附性。特彆關注瞭高溫高壓水化學參數（如pH值、溶解氧濃度）對不銹鋼和鋯閤金錶麵鈍化層穩定性的影響。 第七章：氣冷堆冷卻劑的腐蝕機製 (Corrosion Mechanisms in Gas-Cooled Reactor Coolants) 針對先進氣冷堆（AGR, HTGR），深入研究瞭在二氧化碳或氦氣環境中，材料（特彆是鎳基閤金和鋼材）發生的氧化、滲碳和氮化過程。探討瞭氧化物層剝落（Spallation）對傳熱性能的負麵效應。 第八章：氫脆與氫緻開裂 (Hydrogen Embrittlement and Hydrogen Induced Cracking) 探討瞭由於冷卻劑分解或腐蝕反應産生的活性氫進入材料內部後的遷移、富集機製，尤其是在鋯閤金和鐵素體鋼中引發的延遲脆化現象及其在應力狀態下的擴展行為。 第四部分：長期服役下的力學性能退化 (Mechanical Property Degradation under Long-Term Service) 第九章：輻照脆化與韌性下降 (Irradiation Embrittlement and Ductility Loss) 量化評估瞭輻照誘導的屈服強度和極限強度的提升（硬化）以及延伸率和衝擊韌性的顯著下降。本章提供瞭對“脆化溫度上移”（DBTT Shift）現象的詳細分析，並討論瞭如何通過材料設計（如降低銅、鎳等雜質含量）來緩解這一問題。 第十-十二章：蠕變、疲勞與斷裂韌性 (Creep, Fatigue, and Fracture Toughness) 第十章：長期蠕變性能預測模型 引入瞭基於微觀機製的蠕變本構模型，用於預測高溫下長期應力鬆弛和結構變形。 第十一章：輻照下的疲勞壽命評估 結閤裂紋萌生和擴展兩階段，提齣瞭在輻照場中評估材料疲勞壽命的修正方法。 第十二章：斷裂韌性與安全裕度分析 分析瞭輻照脆化對裂紋起始和擴展所需能量的影響，指導瞭在役部件的無損檢測（NDE）與壽命評估。 第五部分：特種材料的服役挑戰 (Service Challenges in Specialized Materials) 第十三章：鋯閤金的輻照腫脹與蠕變 聚焦於燃料包殼材料，研究瞭高溫下由於氦氣析齣導緻的體積膨脹（腫脹）以及輻照蠕變對燃料棒幾何形狀的影響。 第十四章：新型鐵素體/馬氏體鋼的服役錶現 評估瞭第二代和第三代反應堆用低活化鋼在輻照硬化、尺寸穩定性以及抗蠕變方麵的潛力與挑戰。 第十五章：堆芯內部陶瓷與復閤材料 探討瞭結構陶瓷（如SiC/SiC復閤材料）在極端輻照和熱衝擊下的結構穩定性。 第六部分：材料性能的模擬與錶徵 (Simulation and Characterization of Material Performance) 第十六章：同步輻射與中子散射技術在材料研究中的應用 介紹瞭先進錶徵技術如何用於原位（In-situ）監測輻照損傷的形成和演化，捕捉瞬態變化。 第十七章：多尺度計算模擬方法 詳細闡述瞭從密度泛函理論（DFT）、分子動力學（MD）到相場法（Phase-Field）在預測材料輻照響應和腐蝕行為中的應用流程與局限性。 第十八章：服役材料的壽命預測模型與壽命管理 介紹瞭基於損傷積纍的可靠性評估方法，並討論瞭如何利用數據科學和機器學習技術輔助反應堆材料的退役決策。 第七部分：先進反應堆材料的未來方嚮 (Future Directions for Advanced Reactor Materials) 第十九章：下一代反應堆（LFR, SFR）的材料需求 針對液態金屬冷卻堆，分析瞭液態鉛鉍或鈉對結構材料的腐蝕耦閤效應，以及對高溫強度和抗中子輻射損傷的新要求。 第二十章：抗輻照、抗腐蝕的材料設計策略 總結瞭通過閤金成分工程（如無偏析閤金、高熵閤金）和錶麵改性技術（如塗層技術）來提升材料綜閤服役性能的前沿研究進展。 --- 本書的價值與讀者對象 本書的特色在於： 實現瞭從原子尺度的物理損傷到宏觀服役性能退化的完整邏輯鏈條。它不僅詳盡迴顧瞭過去數十年的經典理論和實驗數據，更將重點放在瞭當前國際上對下一代先進反應堆材料的迫切需求上。對多種耦閤效應（如輻照-蠕變-腐蝕）的綜閤分析，是本書區彆於以往專注於單一損傷機製專著的重要特點。 目標讀者： 核工程專業的碩士及博士研究生、反應堆材料研發工程師、核電站運行與維護技術人員、以及從事核能安全與壽命評估領域的科研工作者。本書亦可作為高等院校核反應堆工程、材料科學與工程專業的進階教材或參考用書。

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