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编辑推荐

　　《核电厂材料》一书的作者是瑞士加入国际第IV代（核电厂）倡议后在“甚高温反应堆系统指导委员会的瑞士代表，也是VHTR项目管理局材料部门的联合主席，对先进核电厂相关的结构材料问题有全面透彻的了解。本书将对我国核电材料的设计、研究和开发具有一定的参考价值。

内容简介

　　本书系统介绍了核反应堆堆型以及核电厂所用材料、材料特性和材料所面临的挑战、材料设计和寿命管理的理论知识。本书共分8章，分别介绍了核电厂部件及其制造技术、核材料的力学性能、辐照损伤、核电厂中的环境损伤、先进的力学试验和分析方法以及核电厂材料的设计、寿命和残余寿命。本书是一本的关于核电厂材料问题的专著，可供核电厂方面从业人员以及核工程专业和核电材料专业学生们学习和使用。

作者简介

上海核工程研究设计院诞生于1970年2月8日，原名728工程研究设计院，现隶属于国家电力投资集团公司，以核电厂的研发、设计、运行服务为主营业务，具有工程设计、工程咨询、工程造价咨询、建设项目环境影响评价等甲级资质。

上海核工院完成了中国核电“三个第1”，即完成了我国第1座自行设计、自行建造核电站（秦山30万千瓦核电站）、第1座出口核电工程（巴基斯坦恰希玛30万千瓦核电站）的设计，以及第1座重水反应堆秦山三期核电工程的技术支持和工程建造管理工作。

目前，正承担着三代核电技术AP1000的引进消化吸收和再创新任务，从事AP1000依托项目设计、CAP1000标准设计、大型先进压水堆核电站重大专项CAP1400示范工程的研发与设计，以及其它核电工程研发设计与技术服务。

目录

1 核电厂
1.1 当前反应堆
1.1.1压水反应堆
1.1.2沸水反应堆
1.1.3 CANDU反应堆
1.1.4先进气体反应堆
1.2反应堆概念的改进和发展
1.2.1先进轻水反应堆
1.2.2先进重水反应堆
1.2.3小型模块化反应堆
1.2.4先进的新型反应堆概念
1.3中子谱、快堆和燃料循环……
1.3.1中子谱
1.3.2燃料循环
1.4第四代核电站
1.4.1钠冷快堆
1.4.2铅冷快堆
1.4.3超高温反应堆系统
1.4.4气冷快堆系统研发
1.4.5超临界水堆
1.4.6熔盐堆
1.5其他先进的核电站概念
1.5.1行波反应堆
1.5.2加速器驱动系统
1.5.3空间核电站
1.5.4核聚变
1.6核能与电能和热能的转化
参考文献
2材料
2.1简介
2.2基础知识
2.2.1点缺陷
2.2.2线缺陷
2.2.3面缺陷
2.2.4扩散过程
2.2.5二元相图
2.3核材料的种类
2.3.1钢
2.3.2高温合金
2.3.3难熔合金
2.3.4锆合金
2.3.5金属间化合物
2.3.6纳米结构材料
2.3.7陶瓷材料
2.3.8涂料
参考文献
3组件及生产
3.1核电站组件
3.1.1容器
3.1.2燃料元件
3.1.3控制杆
3.1.4其他反应堆内部结构
3.1.5管道和蒸汽发生器
3.1.6中间热交换器
3.1.7能源转换系统
3.1.8核裂变材料
3.1.9融合
3.2生产技术
3.2.1熔化
3.2.2塑形
3.3粉末冶金
3.3.1粉末生产
3.3.2粉末压制
3.4石墨
3.5纤维增强材料
3.6融合过程
3.6.1埋弧焊和钨极氩弧焊
3.6.2焊缝缺陷
3.6.3其他粘结方法
3.7涂层和表面处理
3.7.1内衬
3.7.2化学气相沉积
3.7.3物理气相沉积
3.7.4热喷涂
3.7.5其他表面处理
参考文献
4核材料的力学性能
4.1简介
4.2材料强度
4.2.1单晶塑性变形
4.2.2应力 - 应变曲线
4.2.3强化机制
4.3韧性
4.3.1冲击试验和断裂面转变温度
4.3.2断裂韧性
4.4蠕变
4.4.1蠕变曲线
4.4.2应力断裂曲线
4.4.3金属热蠕变的机制的
4.4.4蠕变损伤
4.4.5应力断裂数据外推法
4.4.6蠕变裂纹扩展
4.4.7核电站陶瓷材料的热蠕变
4.5疲劳
4.5.1简介
4.5.2基本原则
4.5.3疲劳结果的表示
4.5.4疲劳裂纹扩展
4.5.5疲劳现象
4.5.6蠕变疲劳相互作用
参考文献
5辐射损伤
5.1简介
5.2早期辐射损伤
5.3辐射产生的点缺陷的应对
5.3.1温度的影响
5.3.2晶格类型影响
5.3.3化学成分的影响
5.4其他类型的辐射损伤
5.4.1辐射引起的离析（RIS）
5.4.2辐射析出
5.4.3非晶化
5.4.4异类原子的生成
5.5辐射导致的尺寸变化
5.5.1辐射肿胀
5.5.2辐射蠕变
5.6高温辐射效应
5.7辐射对力学性能的影响
5.7.1强度和韧性
5.7.2辐射对疲劳和疲劳裂纹扩展的影响
5.7.3蠕变和蠕变疲劳
5.8非金属结构材料的辐射损伤
5.8.1石墨
5.8.2碳化硅
5.9组件辐射损伤
5.9.1轻水反应堆
5.9.2先进反应堆的辐射损伤
参考文献
6核电站的环境损害
6.1腐蚀的基础知识
6.1.1腐蚀的形式
6.1.2腐蚀试验
6.1.3应力腐蚀开裂（SCC）
6.1.4腐蚀和疲劳载荷
6.1.5高温的影响
6.2轻水反应堆的环境影响
6.2.1基础知识
6.2.2压力边界
6.2.3反应堆内部
6.2.4锆合金包层腐蚀
6.3先进反应堆的环境影响
6.3.1钠冷快堆
6.3.2高温气体反应堆
6.3.3其他高级核电站
6.4核聚变
参考文献
7先进的机械测试和分析方法
7.1简介
7.2微机械测试
7.2.1疲劳裂纹扩展试验
7.2.2断裂韧性试验
7.2.3剪切冲压
7.2.4微纳米硬度测试
7.2.5微量样品的压缩和拉伸试验
7.3先进的辅助设备
7.3.1辐射
7.3.2利用聚焦离子束制备微量样品
7.3.3微量样品几何变化的测量
7.4显微组织调查
7.4.1扫描电子显微镜
7.4.2透射电子显微镜
7.4.3其他分析技术
7.4.4光束线分析
7.5建模技术
7.5.1第一原则
7.5.2分子动力学
7.5.3蒙特卡罗动力学和速率理论
7.5.4位错动力学
7.5.5热力学计算
7.5.6多尺度建模的一些结果
7.6展望
参考文献
8设计、生命周期和剩余寿命
8.1简介
8.2负荷和应力的组件
8.2.1等效应力
8.2.2凹位
8.3代码和设计规则
8.3.1代码的一般结构
8.3.2材料选择问题
8.4材料性能数据库需求
8.5无损检测/评估
8.5.1一般注意事项
8.5.2无损检测技术
8.5.3先进的材料特性
8.5.4 先进核能系统的无损检测
8.5.5 反应堆压力容器案例
参考文献

前言/序言

　　在全球应对温室效应的背景下，核能作为一种能够减少二氧化碳排放量的低碳能源，同时还具有燃料消耗少、发电成本低和运行稳定的优点，受到能源界的青睐。2011年日本“福岛核电站事故”引发了人们对核安全的担忧，但同时也提升了核能界对裂变核电厂更大的兴趣。人们把目光投向了效率和安全性更高的先进核电厂，第IV代核反应堆概念是1999年在美国核学会年会上为满足安全、经济、可持续发展、极少废物的生成、燃料增殖风险低等基本要求提出的新一代先进核反应堆概念。2000年，为了进一步发展第IV代核反应堆概念，又组建了Gen-IV国际论坛（GIF），中国积极参与了该项研发工作，并在高温气冷堆领域处于国际领先水平。除此之外，近年来还有聚变堆等先进概念受到了广泛的关注。
　　我国于2007年引进了美国第III代先进非能动压水堆核电厂AP1000技术，AP1000是国际上研发成功的III代+先进核电厂技术之一，并获得了美国核管会批准。中国在消化吸收AP1000技术的基础上，自主开发了大型先进压水堆核电厂CAP1400。“大型压水堆核电站重大专项”是国家“十二五”期间确定的重大专项之一，上海核工程研究设计院是大型先进压水堆核电厂CAP1400的设计单位和该重大专项研究课题的主要承担单位。在课题研究过程中，课题组成员调研和查找了大量的国内外文献资料，本书就是其中之一。书中对各种堆型核电厂及其结构材料以及相关的理论和工艺知识作了较为全面的介绍。由于国内针对核电厂材料的专门书籍还很少，出版本书的中译本对广大读者了解国际核能发展现状，促进我国核电材料设计、研究和开发，具有一定的参考价值。
　　本书作者沃尔夫冈?霍费尔纳博士长期在瑞士联邦技术研究院工作，是瑞士加入国际第IV代（核电厂）倡议后在“甚高温反应堆系统指导委员会（VHTRSystemsSteeringCommittee）”的瑞士代表，也是VHTR项目管理局材料部门的联合主席，因此对先进核电厂相关的结构材料问题有全面而透彻的了解。译者希望通过本书中译本的出版能够使读者在了解先进核电厂结构材料问题方面有一定的借鉴、启发和帮助作用。本书各章都附有大量参考文献，也为读者进一步深入探讨提供了便利。
　　本书的翻译工作由上海核工程研究设计院工程设备所材料组的专业技术人员承担，具体分工如下：宁冬，前言、第1章和第2章；王弘昶、王秉熙，第3章；王永东，第4章4.5节前，王弘昶、杨义忠、石悠，第4章4.5节后；杨义忠，第5章；王谊清，第6章；石悠，第7章；李玲，第8章。另外，宁冬对全书进行了统稿和校对。这里，我们特别感谢上海交通大学材料学院陈世朴教授，他不仅翻译了本书的导论，还对全书译稿进行了认真细致的校订和审核，正是在陈世朴教授的帮助下，才使得本书得以按时顺利出版。另外，我们也对上海交通大学材料学院顾剑峰教授和上海科学技术出版社的姚晨辉老师真诚负责的指导表示由衷的感谢。
　　我们真诚希望本书的中译本能够成为广大读者的一本有用的参考书。
　　由于本书涉及多学科交叉的知识领域，加之受到出版计划的时间所限，译文中难免存在疏漏及不足之处，敬请读者批评指正。
　　译者

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