Safety Related Issues of Spent Nuclear Fuel Storage pdf epub mobi txt 电子书 下载 2026

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出版者:Springer Verlag

作者:Lambert, J. D. B. (EDT)/ Kadyrzhanov, K. K. (EDT)

出品人:

页数:356

译者:

出版时间:

价格:79.95

装帧:Pap

isbn号码:9781402059025

丛书系列:

图书标签:

• 核燃料
• 乏燃料
• 存储
• 安全
• 放射性废物
• 核工程
• 核材料
• 环境影响
• 风险评估
• 核安全

反应堆堆芯物理与材料科学前沿研究 图书名称： 反应堆堆芯物理与材料科学前沿研究 作者： [此处可想象性地填入数位权威专家的姓名] 出版社： [此处可想象性地填入一家知名学术出版社的名称] 字数： 约 1500 字 --- 内容简介 《反应堆堆芯物理与材料科学前沿研究》是一部集理论深度、实验前沿与工程应用为一体的学术专著，聚焦于当前核反应堆技术，特别是先进反应堆设计与运行中最为关键的物理学基础与材料科学挑战。本书的撰写旨在为核工程、核物理、材料科学以及相关领域的研究人员、高级工程师和研究生提供一个全面、深入且高度专业的知识平台，探讨如何通过跨学科的创新来提升核能系统的安全性、经济性和可持续性。 本书内容紧密围绕反应堆中子物理的复杂性、先进燃料循环的物理化学基础，以及在极端环境下服役的结构与功能材料的性能演化这三大核心支柱展开。我们刻意避开了关于乏燃料（Spent Nuclear Fuel, SNF）的后处理、长期储存安全性和辐射防护等特定环节的深入论述，而是将焦点完全集中在反应堆内部，即燃料在堆芯内发生物理与化学变化的机制，以及堆芯结构材料所面临的严苛考验。 第一部分：先进堆芯物理与中子输运的精细化建模 本部分深入探讨了反应堆物理学在应对第四代和下一代反应堆（如快堆、高温气冷堆、熔盐堆）时的最新进展。 1.1 快速反应堆中的中子学与次临界系统分析： 我们详尽分析了快中子谱对反应性控制、燃料燃耗深度及次临界度安全性的影响。重点阐述了蒙特卡洛（Monte Carlo）模拟方法在处理大堆芯、复杂几何结构以及非均匀中子场中的最新算法优化，特别是如何提高对“多群扩散”与“蒙特卡洛输运”代码耦合接口的精度与效率。讨论了如何精确计算延迟中子库（Delayed Neutron Data）在不同锕系元素群系（Nuclide Set）中的不确定性及其对瞬态响应的贡献。 1.2 反应性瞬态与事故分析的非线性动力学： 深入研究了强耦合反馈机制下的堆芯非线性动力学行为。内容包括：热物理解耦（Thermal-Neutronics Coupling）在反应堆功率瞬变过程中的作用，尤其是对慢化剂密度、冷却剂沸腾和燃料导热系数变化的快速响应。我们对控制棒快速插入、丧失冷却剂事故（LOCA）等典型瞬态事件的数值模拟方法进行了严谨的梳理，并提出了基于高保真度计算流体力学（CFD）与中子学代码（Neutronics Code）耦合的新型模拟框架，以捕捉复杂流动与中子通量分布的相互作用。 1.3 嬗变物理与先进燃料的燃耗模拟： 本章聚焦于如何精确模拟燃料在堆芯内长周期运行中的核素演化。详细介绍了先进燃料（如金属燃料、陶瓷燃料、TRISO颗粒燃料）在不同燃耗深度下产生的新生核素（如钚、镅、锔）的截面数据处理。我们探讨了燃耗计算中，如何准确处理空间依赖性的功率分布、微扰理论在评估反应性变化中的应用，以及为实现更优化的闭式燃料循环所必需的嬗变效率的理论极限。 第二部分：极端环境下反应堆材料的科学基础与性能演化 反应堆材料是保证系统长期安全运行的基石。本部分完全集中于材料在高温、高通量中子辐照下的内在变化机制。 2.1 结构材料的中子辐照损伤机理： 详细剖析了奥氏体不锈钢、铁素体/马氏体钢以及先进镍基合金在反应堆环境中遭受的微观结构损伤。内容涵盖了：中子轰击导致的空位-间隙原子团簇的形成与迁移、辐照引起的相变（如析出相的形成与溶解）、以及氢脆和氦致泡核效应（Helium Embrittlement）对材料延展性和断裂韧性的协同影响。 2.2 燃料元件与包壳材料的热力学与力学行为： 聚焦于燃料元件（如MOX、U-Pu-Zr金属燃料或碳化硅基复合燃料）与包壳材料（如氧化物弥散强化钢ODS、钒合金）在工作温度下的性能退化。探讨了燃料溶胀机制（Swelling Mechanism）、蠕变行为（Creep Behavior）以及高温下的腐蚀与化学反应。本书引入了最新的计算热力学（CALPHAD）模型，用于预测辐照条件下材料多相平衡状态的偏移。 2.3 冷却剂-材料相互作用： 针对快堆的液态金属冷却剂（如钠、铅铋合金）和高温气冷堆的惰性气体环境，深入研究了材料的腐蚀动力学。讨论了氧分压、温度梯度对材料表面氧化膜形成与稳定性的控制作用，以及液态金属对包壳材料的溶解与注入过程，这些过程直接决定了材料的服役寿命。 第三部分：先进堆芯设计中的不确定性量化与安全裕度评估 本部分将物理与材料科学的知识整合，应用于实际工程挑战，特别是对多学科不确定性的系统性评估。 3.1 多尺度、多物理场耦合的可靠性分析： 提出了将微观损伤模型、宏观力学模型与中子输运模型进行可靠耦合的系统方法论。重点在于如何量化和传播从核素截面数据的不确定性、材料辐照响应模型的固有误差到最终系统安全裕度的全链条不确定性。 3.2 反应堆系统寿命预测与材料退化建模： 探讨了如何利用机器学习和大数据分析技术，结合堆内中子通量谱、温度场数据，建立预测包壳材料疲劳寿命和蠕变损伤的先进模型，为反应堆的延寿设计提供科学依据。 本书的特色在于其纯粹的堆芯内部视角，它拒绝了后端处理阶段或场地选择的讨论，而是将全部精力投入到反应堆运行核心的“燃烧”与“承受”这两个根本科学问题上。读者将获得一套理解和优化下一代核能系统物理极限和材料边界的权威工具集。

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