Management of Ageing in Graphite Reactor Cores pdf epub mobi txt 电子书 下载 2026

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出版者:Springer Verlag

作者:Neighbour, Gareth B. 编

出品人:

页数:312

译者:

出版时间:2007-3

价格:$ 180.80

装帧:HRD

isbn号码:9780854043453

丛书系列:

图书标签:

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

反应堆堆芯材料的长期服役行为与失效机制研究 图书名称： 反应堆堆芯材料的长期服役行为与失效机制研究 作者团队： 国际核工程材料科学联合研究组 出版社： 环球科技出版社 出版年份： 2024年 页数： 约1100页 定价： 850.00 元人民币 ISBN： 978-7-5661-3890-2 --- 内容概述 本书全面、深入地探讨了现代核反应堆（包括压水堆、重水堆、气冷堆等）核心区域内服役材料在极端服役环境下（高温、高压、强中子辐照、化学腐蚀）所展现出的长期性能演化规律、关键的物理化学变化过程以及最终的失效模式。本书聚焦于理解和预测材料在反应堆运行周期内的微观结构变化、宏观力学性能退化以及化学腐蚀对结构完整性的影响，旨在为提高反应堆安全运行水平、延长服役寿命以及指导下一代反应堆材料的研发提供坚实的科学基础。 全书结构严谨，内容涵盖了从基础的材料辐照损伤机理到复杂的耦合效应分析，并结合了前沿的实验技术和先进的计算模拟方法。 --- 详细章节划分与核心内容 本书共分为七个主要部分，涵盖了二十个详尽的章节： 第一部分：反应堆环境与关键结构材料基础 (Foundational Aspects of Reactor Environment and Critical Structural Materials) 第一章：反应堆核心服役环境的量化描述 (Quantified Description of Reactor Core Operating Environments) 本章详细分析了不同类型反应堆堆芯内部的热力学、中子能谱学和化学环境特征。重点介绍了中子通量梯度、温度分布的复杂性，以及冷却剂（轻水、重水、二氧化碳、液态金属）中溶解的化学杂质对材料表面的潜在影响。 第二章：核心结构材料的选取与初始性能 (Selection and Initial Properties of Core Structural Materials) 系统回顾了目前广泛应用的奥氏体不锈钢（如304/316L）、镍基高温合金、锆合金（Zircaloys）及新型铁素体/马氏体钢（F/M Steels）的微观结构、晶体学特征和室温至高温下的机械性能基线。强调了材料的杂质控制和热处理状态对后续辐照行为的决定性影响。 第二部分：中子辐照对材料的损伤机理 (Mechanisms of Neutron Irradiation Damage in Materials) 第三章：原子尺度的辐照损伤产生与演化 (Atomic-Scale Damage Generation and Evolution) 深入探讨了高能中子与材料晶格相互作用产生的初级损伤——空位、间隙原子对（Frenkel Pairs）的产生机制。运用位移每原子（dpa）概念，分析了损伤的累积过程。 第四章：缺陷的聚集与微观结构演变 (Defect Aggregation and Microstructure Evolution) 重点阐述了空位和间隙原子在辐照驱动下向位错环、气泡、析出相或空洞的迁移、聚集和重构过程。详细讨论了辐照诱导的相变（如辐照硬化、辐照脆化）及其对材料宏观性能的耦合影响。 第五章：辐照蠕变与蠕变-疲劳的交互作用 (Irradiation Creep and Creep-Fatigue Interaction) 分析了在辐照场中，材料因中子通量梯度或应力作用下，即使低于设计蠕变温度也发生的非热激活的蠕变行为。同时，阐述了温度波动和应力循环如何与辐照损伤相互作用，加速疲劳裂纹的萌生和扩展。 第三部分：高温腐蚀与化学相互作用 (High-Temperature Corrosion and Chemical Interactions) 第六章：水/蒸汽环境下的腐蚀动力学 (Corrosion Kinetics in Water/Steam Environments) 针对轻水堆和重水堆，详尽分析了氧化物膜的形成、生长速率和粘附性。特别关注了高温高压水化学参数（如pH值、溶解氧浓度）对不锈钢和锆合金表面钝化层稳定性的影响。 第七章：气冷堆冷却剂的腐蚀机制 (Corrosion Mechanisms in Gas-Cooled Reactor Coolants) 针对先进气冷堆（AGR, HTGR），深入研究了在二氧化碳或氦气环境中，材料（特别是镍基合金和钢材）发生的氧化、渗碳和氮化过程。探讨了氧化物层剥落（Spallation）对传热性能的负面效应。 第八章：氢脆与氢致开裂 (Hydrogen Embrittlement and Hydrogen Induced Cracking) 探讨了由于冷却剂分解或腐蚀反应产生的活性氢进入材料内部后的迁移、富集机制，尤其是在锆合金和铁素体钢中引发的延迟脆化现象及其在应力状态下的扩展行为。 第四部分：长期服役下的力学性能退化 (Mechanical Property Degradation under Long-Term Service) 第九章：辐照脆化与韧性下降 (Irradiation Embrittlement and Ductility Loss) 量化评估了辐照诱导的屈服强度和极限强度的提升（硬化）以及延伸率和冲击韧性的显著下降。本章提供了对“脆化温度上移”（DBTT Shift）现象的详细分析，并讨论了如何通过材料设计（如降低铜、镍等杂质含量）来缓解这一问题。 第十-十二章：蠕变、疲劳与断裂韧性 (Creep, Fatigue, and Fracture Toughness) 第十章：长期蠕变性能预测模型 引入了基于微观机制的蠕变本构模型，用于预测高温下长期应力松弛和结构变形。 第十一章：辐照下的疲劳寿命评估 结合裂纹萌生和扩展两阶段，提出了在辐照场中评估材料疲劳寿命的修正方法。 第十二章：断裂韧性与安全裕度分析 分析了辐照脆化对裂纹起始和扩展所需能量的影响，指导了在役部件的无损检测（NDE）与寿命评估。 第五部分：特种材料的服役挑战 (Service Challenges in Specialized Materials) 第十三章：锆合金的辐照肿胀与蠕变 聚焦于燃料包壳材料，研究了高温下由于氦气析出导致的体积膨胀（肿胀）以及辐照蠕变对燃料棒几何形状的影响。 第十四章：新型铁素体/马氏体钢的服役表现 评估了第二代和第三代反应堆用低活化钢在辐照硬化、尺寸稳定性以及抗蠕变方面的潜力与挑战。 第十五章：堆芯内部陶瓷与复合材料 探讨了结构陶瓷（如SiC/SiC复合材料）在极端辐照和热冲击下的结构稳定性。 第六部分：材料性能的模拟与表征 (Simulation and Characterization of Material Performance) 第十六章：同步辐射与中子散射技术在材料研究中的应用 介绍了先进表征技术如何用于原位（In-situ）监测辐照损伤的形成和演化，捕捉瞬态变化。 第十七章：多尺度计算模拟方法 详细阐述了从密度泛函理论（DFT）、分子动力学（MD）到相场法（Phase-Field）在预测材料辐照响应和腐蚀行为中的应用流程与局限性。 第十八章：服役材料的寿命预测模型与寿命管理 介绍了基于损伤积累的可靠性评估方法，并讨论了如何利用数据科学和机器学习技术辅助反应堆材料的退役决策。 第七部分：先进反应堆材料的未来方向 (Future Directions for Advanced Reactor Materials) 第十九章：下一代反应堆（LFR, SFR）的材料需求 针对液态金属冷却堆，分析了液态铅铋或钠对结构材料的腐蚀耦合效应，以及对高温强度和抗中子辐射损伤的新要求。 第二十章：抗辐照、抗腐蚀的材料设计策略 总结了通过合金成分工程（如无偏析合金、高熵合金）和表面改性技术（如涂层技术）来提升材料综合服役性能的前沿研究进展。 --- 本书的价值与读者对象 本书的特色在于： 实现了从原子尺度的物理损伤到宏观服役性能退化的完整逻辑链条。它不仅详尽回顾了过去数十年的经典理论和实验数据，更将重点放在了当前国际上对下一代先进反应堆材料的迫切需求上。对多种耦合效应（如辐照-蠕变-腐蚀）的综合分析，是本书区别于以往专注于单一损伤机制专著的重要特点。 目标读者： 核工程专业的硕士及博士研究生、反应堆材料研发工程师、核电站运行与维护技术人员、以及从事核能安全与寿命评估领域的科研工作者。本书亦可作为高等院校核反应堆工程、材料科学与工程专业的进阶教材或参考用书。

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