核材料導(dǎo)論

前言
第1章 概述
1.1 核能發(fā)展的歷史和現(xiàn)狀
1.1.1 核能利用的序幕
1.1.2 核能利用的三個階段
1.1.3 核電發(fā)展面臨的障礙和對策
1.1.4 核能發(fā)展的現(xiàn)狀和未來
1.2 核材料在核能發(fā)展中的作用
1.2.1 核能及其特點(diǎn)
1.2.2 核材料在核能發(fā)展中的作用
1.2.3 “核材料科學(xué)與工程”的內(nèi)涵
1.2.4 《核材料導(dǎo)論》的基本內(nèi)容
參考文獻(xiàn)
第2章 原子核物理
2.1 原子核的組成和結(jié)合能
2.1.1 原子核和同位素
2.1.2 核衰變和放射性
2.1.3 射線與物質(zhì)的相互作用
2.1.4 結(jié)合能與核的穩(wěn)定性
2.2 中子與物質(zhì)核的相互作用
2.2.1 概述
2.2.2 中子與物質(zhì)核相互作用的機(jī)理
2.2.3 中子核反應(yīng)截面
2.2.4 中子通量密度和中子反應(yīng)率
2.3 核裂變和核反應(yīng)堆
2.3.1 核裂變機(jī)理
2.3.2 裂變產(chǎn)物和裂變中子
2.3.3 裂變反應(yīng)堆的熱功率
2.3.4 裂變反應(yīng)堆及其分類
2.4 核聚變和聚變裝置
2.4.1 核聚變原理
2.4.2 聚變堆基本構(gòu)成
2.4.3 托卡馬克實(shí)驗(yàn)裝置
2.4.4 激光聚變裝置
參考文獻(xiàn)
第3章 核反應(yīng)堆物理
3.1 鏈?zhǔn)搅炎兎磻?yīng)
3.1.1 中子循環(huán)
3.1.2 單速中子的擴(kuò)散
3.1.3 中子慢化
3.1.4 慢化劑性質(zhì)
3.2 反應(yīng)堆臨界
3.2.1 材料曲率和幾何曲率
3.2.2 臨界方程與臨界條件
3.2.3 中子通量密度分布及展平
3.2.4 反射層性質(zhì)
3.3 反應(yīng)堆動力學(xué)
3.3.1 瞬發(fā)中子和緩發(fā)中子
3.3.2 反應(yīng)堆周期
3.3.3 反應(yīng)性定義和單位
3.3.4 點(diǎn)堆動力學(xué)方程
3.4 反應(yīng)性變化
3.4.1 反應(yīng)性系數(shù)及其效應(yīng)
3.4.2 反應(yīng)性溫度系數(shù)
3.4.3 裂變產(chǎn)物的中毒
3.4.4 燃耗對反應(yīng)性的影響
3.5 反應(yīng)性控制
3.5.1 反應(yīng)性控制的任務(wù)和原理
3.5.2 控制棒控制的特點(diǎn)
3.5.3 控制棒價值
3.5.4 化學(xué)補(bǔ)償控制和可燃毒物控制
3.6 核燃料管理
3.6.1 核燃料循環(huán)概述
3.6.2 堆芯燃料管理
3.6.3 壓水堆裝換料布置方式
3.6.4 堆芯裝換料的優(yōu)化研究
參考文獻(xiàn)
第4章 核反應(yīng)堆熱工流體力學(xué)
4.1 核反應(yīng)堆釋熱
4.1.1 裂變能及其在堆內(nèi)的分布
4.1.2 燃料元件和堆內(nèi)部件釋熱
4.1.3 停堆后的釋熱及其冷卻
4.2 核反應(yīng)堆傳熱
4.2.1 概述
4.2.2 冷卻劑的輸熱
4.2.3 堆內(nèi)導(dǎo)熱
4.2.4 對流傳熱系數(shù)
4.2.5 沸騰傳熱
4.3 核反應(yīng)堆穩(wěn)態(tài)熱工設(shè)計(jì)原理
4.3.1 概述
4.3.2 熱通道和熱點(diǎn)、熱通道因子和熱點(diǎn)因子
4.3.3 臨界熱流密度與最小DNBR
4.3.4 堆芯穩(wěn)態(tài)熱工設(shè)計(jì)方法和內(nèi)容
4.4 核反應(yīng)堆穩(wěn)態(tài)水力分析
4.4.1 引言
4.4.2 單相流基本方程和壓降
4.4.3 兩相流及兩相流動壓降
4.5 流動不穩(wěn)定性
4.5.1 概述
4.5.2 水動力不穩(wěn)定性
4.5.3 密度波不穩(wěn)定性
參考文獻(xiàn)
第5章 核反應(yīng)堆設(shè)計(jì)和安全的基本要求
5.1 核電廠系統(tǒng)簡介
5.1.1 輕水堆核電廠系統(tǒng)
5.1.2 重水堆核電廠系統(tǒng)
5.1.3 快中子增殖堆核電廠系統(tǒng)
5.1.4 高溫氣冷堆核電廠系統(tǒng)
5.2 核反應(yīng)堆設(shè)計(jì)概述
5.2.1 核反應(yīng)堆設(shè)計(jì)內(nèi)容
5.2.2 堆芯設(shè)計(jì)準(zhǔn)則
5.3 核反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)概要
5.3.1 概況
5.3.2 ASME-Ⅲ結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)方法的主要特點(diǎn)
5.3.3 載荷、運(yùn)行工況和設(shè)備使用狀態(tài)
5.3.4 延性材料的強(qiáng)度理論
5.3.5 對應(yīng)設(shè)計(jì)工況及各種使用狀態(tài)的限制準(zhǔn)則
5.3.6 結(jié)構(gòu)(強(qiáng)度)設(shè)計(jì)基本步驟
5.3.7 結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)對核材料性能的要求
5.4 核反應(yīng)堆安全簡介
5.4.1 核反應(yīng)堆安全基本要求
5.4.2 核電廠安全
參考文獻(xiàn)
第6章 核裂變反應(yīng)堆材料(1)
6.1 核反應(yīng)堆部件和材料分類
6.1.1 核反應(yīng)堆的組成和結(jié)構(gòu)
6.1.2 堆部件的功能和工作環(huán)境
6.1.3 對核反應(yīng)堆材料的要求
6.1.4 核反應(yīng)堆材料的分類
6.2 核燃料
6.2.1 金屬型燃料
6.2.2 氧化物燃料
6.2.3 彌散型燃料
6.2.4 高性能陶瓷燃料
參考文獻(xiàn)
第7章 核裂變反應(yīng)堆材料(2)
7.1 堆芯材料
7.1.1 包殼材料
7.1.2 冷卻劑材料
7.1.3 慢化劑材料
7.1.4 結(jié)構(gòu)材料
7.2 堆芯外材料
7.2.1 中子吸收材料
7.2.2 壓力容器和管道材料
7.2.3 屏蔽材料
7.2.4 蒸汽發(fā)生器傳熱管材料
參考文獻(xiàn)
第8章 核聚變反應(yīng)堆材料
8.1 聚變堆及其特有的材料問題
8.1.1 聚變堆原理和聚變實(shí)驗(yàn)裝置
8.1.2 聚變堆設(shè)計(jì)和工況條件
8.1.3 聚變堆特有的材料問題
8.2 聚變反應(yīng)堆材料
8.2.1 熱核材料
8.2.2 第一壁材料
8.2.3 高熱流部件材料
8.2.4 面向等離子體材料
8.2.5 氚增殖材料
參考文獻(xiàn)
第9章 空間核電源材料
9.1 概述
9.1.1 空間核電源發(fā)展概況
9.1.2 溫差發(fā)電
9.1.3 熱離子反應(yīng)堆電源
9.1.4 堿金屬熱電轉(zhuǎn)換器
9.2 溫差發(fā)電材料
9.2.1 溫差電偶材料
9.2.2 結(jié)構(gòu)和連接材料
9.2.3 熱輻射器材料
9.2.4 放射性同位素?zé)嵩床牧?
9.3 熱離子反應(yīng)堆電源材料
9.3.1 反應(yīng)堆材料
9.3.2 發(fā)射極材料
9.3.3 絕緣陶瓷材料
9.3.4 熱管材料
9.4 堿金屬熱電轉(zhuǎn)換器材料
9.4.1 快離子導(dǎo)電陶瓷材料β”-Al2O3
9.4.2 電極材料
參考文獻(xiàn)