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铅冷快堆液态铅合金技术基础

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四川成都
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作者成松柏 程辉 陈啸麟 叶仪基

出版社清华大学出版社

ISBN9787302564065

出版时间2020-12

装帧平装

开本16开

定价89元

货号29178935

上书时间2024-10-19

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品相描述:全新
商品描述
前言

核电是一种安全、清洁、低碳和高效的能源,近年来我国在核电领域的投入不断加大。受2011年日本福岛核事故影响,核电的安全性再度成为核电发展的首要问题。目前,全球范围内第三代核反应堆技术已经日趋成熟,第四代核能系统也早已成为核能研究人员在未来多年的重点研究课题。相对于第二代、第三代反应堆,第四代核能系统安全性更高、经济竞争力更强、核废物量更少并且可有效防止核扩散。2002年,第四代核能系统国际论坛选定了6种第四代核电站概念堆,即气冷快堆、超高温气冷堆、超临界水堆、熔盐堆、钠冷快堆和铅冷快堆。其中,铅冷快堆是指采用液态铅或铅铋作为冷却剂的快中子反应堆,铅冷快堆因具备良好的增殖核燃料和嬗变核废料潜力以及拥有突出的经济性和安全性,被GIF认为有望率先实现工业示范化。我国政府高度重视铅冷快堆等先进核能系统的研发。《“十三五”国家科技创新规划》指出,要“稳步发展核能与核安全技术及其应用”,重点是“先进快堆”等技术研发及应用。《“十三五”国家战略性新兴产业发展规划》则指出,要“加快开发新一代核能装备系统”“加快推动铅冷快堆、钍基熔盐堆等新核能系统实验验证和实验堆建设”。2016年颁布的《能源技术革命创新行动计划(2016—2030年)》也明确指出要加强“先进核能技术创新”,积极“推进快堆及先进模块化小型堆示范工程建设”。2019年10月9日,我国首座铅铋合金零功率反应堆启明星Ⅲ号实现首次临界,并正式启动我国铅铋堆芯核特性物理实验,标志着我国在铅铋快堆领域的研发跨出实质性一步,进入工程化阶段。为满足我国铅冷快堆快速发展的迫切需要,本书将对液态铅合金技术相关基础知识进行综合性介绍。全书共分为9章。第1章引论,简要介绍第四代核能系统和液态金属冷却快堆的发展概况;第2章介绍铅合金的理化特性,包括热物性、电学性能和热力学关系等; 第3章介绍化学控制与监测方法,包括氧含量与纯度控制方法及相关仪器; 第4章介绍铅合金辐照产物特性; 第5章重点介绍结构材料与铅合金的相容性,包括相容性基础知识、铅合金对结构材料力学性能的影响、辐照对铅合金与结构材料相容性的影响,以及高温下铅合金的腐蚀防护; 第6章介绍铅合金的热工水力特性; 第7章介绍铅合金检测与测量及相关实验设施; 第8章和第9章则分别对铅合金安全管理以及研发展望进行简要描述。本书在编写过程中,参考了国内外各相关单位和科研机构公开发表的大量论文、报告和书籍(尤其是经济合作与发展组织编写的铅合金报告和手册),并引用了部分插图,在此特向相关机构、专家和学者表示崇高的敬意和感谢。由于本书所涉及的学科领域广泛,限于编者的学识水平,书中缺点、错误和不妥之处在所难免,恳请读者批评指正。

编者2020年4月



导语摘要

本书以铅冷快堆冷却剂铅合金(铅或铅铋共晶合金)为主题,主要介绍铅合金的理化特性、化学控制与监测、辐照后的铅合金性能、铅合金与结构材料相容性、铅合金热工水力特性、铅合金检测与测量及当前主要实验设施、铅合金安全管理等内容。 本书可供从事核工程(尤其是铅冷快堆)等工程领域的技术人员和管理人员参考,也可作为核电工程师的培训教材,以及供高等院校核能科学与工程相关专业师生选用。



作者简介

本书作者十余年来一直围绕液态金属冷却快堆从事相关技术研究,到目前为止以或通讯作者在Annals of Nuclear Energy、Progress in Nuclear Energy、Nuclear Engineering and Design等核工程专业重要国际学术期刊已发表论文32篇(其中一作或通讯29篇),以或通讯作者在ICONE、NURETH等核工程专业重要国际学术会议已发表论文约30篇,以发明人申请国家发明专利3项,以作者出版快堆方面书籍1部。



目录

第1章  引论


1.1  世界核电发展背景


1.2  第四代核能系统概况


1.3  铅合金液态金属冷却快堆


1.3.1  铅合金性能简介


1.3.2  铅冷快堆发展概况


参考文献


 


第2章  热物性、电学性能和热力学关系


2.1  热物理性质


2.1.1  铅铋合金相图


2.1.2  正常熔点


2.1.3  熔化与凝固时体积的变化


2.1.4  正常熔点处的熔化潜热


2.1.5  正常沸点


2.1.6  正常沸点处的汽化潜热


2.1.7  饱和蒸汽压


2.1.8  表面张力


2.1.9  密度


2.1.10  热膨胀


2.1.11  声速和压缩性


2.1.12  比热


2.1.13  临界参数和状态方程


2.1.14  黏度


2.1.15  热导率和热扩散率


2.2  电学性能(电阻率)


2.3  热力学关系


参考文献


 


第3章  化学控制与监测


3.1  氧含量的控制


3.1.1  氧含量上限


3.1.2  氧含量下限


3.1.3  活性氧控制细则


3.1.4  核反应堆系统策略


3.1.5  氧控制系统


3.1.6  氧的均匀化


3.2  纯度控制


3.2.1  杂质来源


3.2.2  杂质行为和提纯要求


3.2.3  活化杂质


3.3  监测和控制仪器


3.3.1  在线电化学氧传感器


3.3.2  采样系统和分析方法的发展


3.4  总结


参考文献


 


第4章  铅合金辐照产物特性


4.1  Po的热力学性质


4.1.1  Po的挥发特性


4.1.2  Po的挥发途径


4.1.3  半经验米德马模型估算Po二元金属系统的热化学数据


4.2  铅铋合金的辐照产物


4.2.1  挥发性放射核素的释放


4.2.2  液态铅铋合金中Hg和Tl的热释放行为


4.2.3  非正常运行条件下挥发性放射核素的释放


参考文献


 


第5章  铅合金与结构材料相容性


5.1  铅合金与结构材料相容性基础


5.1.1  基本原理


5.1.2  腐蚀实验数据总结


5.1.3  结论


5.2  铅合金对结构材料力学性能的影响


5.2.1  液态金属脆化


5.2.2环境辅助开裂


5.2.3不锈钢与Pb、LBE和其他液态金属接触下的拉伸行为


5.2.4与Pb和LBE接触的316L奥氏体钢和T91钢的疲劳特性


5.2.5蠕变特性


5.2.6小结


5.3  辐照对铅合金和结构材料相容性的影响


5.3.1  LBE中受质子和中子辐照的铁素体/马氏体钢T91(PSI)


5.3.2  在BR2(SCK·CEN)中的中子辐照


5.4  高温下铅合金的腐蚀防护


5.4.1  稳定性氧化物的合金化


5.4.2  耐腐蚀涂层


5.4.3  LBE中的缓蚀剂


5.4.4  小结


参考文献


 


第6章  铅合金热工水力特性


6.1  液态金属特性


6.2  守恒方程


6.3  层流动量传输


6.3.1  槽道流或管道流


6.3.2  边界层方程


6.3.3  总结和讨论


6.4  层流能量传输


6.4.1  管道层流类型


6.4.2  流体流动和传热参数


6.4.3  热边界条件


6.4.4  圆管内的层流传热


6.4.5  层流传热小结


6.5  湍流动量传输


6.5.1  湍流的雷诺方程和输运方程


6.5.2  典型湍流模型


6.5.3  边界层近似法


6.5.4  小结


6.6  湍流能量传输


6.6.1  湍流能量传输的雷诺方程


6.6.2  流体流动和传热参数


6.6.3  湍流传热的实验观测


6.6.4  湍流传热方程的封闭方法


6.6.5  特定工程应用的液态金属传热关系式


参考文献


 


第7章  铅合金检测与测量及实验设施


7.1  检测与测量技术


7.1.1  流量计


7.1.2  压力传感器


7.1.3  局部速度测量


7.1.4  空泡份额传感器


7.1.5  温度测量


7.1.6  液位计


7.1.7  自由表面测量


7.2  液态重金属实验设施


7.2.1  技术设备及其应用


7.2.2  材料测试设备及其应用


7.2.3  热工水力学设备及其应用


参考文献


 


第8章  安全管理


8.1  重金属危害


8.2  铅作业安全防护


8.3  液态重金属研发中的安全操作


参考文献


 


第9章  研发展望


9.1  概述


9.2  液态铅合金系统在600℃以下运行的技术不足、研发需求以及优先方向


9.2.1  热物性


9.2.2  化学性质


9.2.3  材料


9.2.4  技术


9.2.5  热工水力学


9.2.6  安全相关研究


参考文献



内容摘要

本书以铅冷快堆冷却剂铅合金(铅或铅铋共晶合金)为主题,主要介绍铅合金的理化特性、化学控制与监测、辐照后的铅合金性能、铅合金与结构材料相容性、铅合金热工水力特性、铅合金检测与测量及当前主要实验设施、铅合金安全管理等内容。 本书可供从事核工程(尤其是铅冷快堆)等工程领域的技术人员和管理人员参考,也可作为核电工程师的培训教材,以及供高等院校核能科学与工程相关专业师生选用。



主编推荐

本书作者十余年来一直围绕液态金属冷却快堆从事相关技术研究,到目前为止以或通讯作者在Annals of Nuclear Energy、Progress in Nuclear Energy、Nuclear Engineering and Design等核工程专业重要国际学术期刊已发表论文32篇(其中一作或通讯29篇),以或通讯作者在ICONE、NURETH等核工程专业重要国际学术会议已发表论文约30篇,以发明人申请国家发明专利3项,以作者出版快堆方面书籍1部。



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