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【推荐语】
"核能作为一种清洁能源、新能源，是实现碳达峰、碳中和目标的有效手段。目前我国自主知识产权的第三代核电机组华龙一号、国和一号成功运行标志着中国核电制造技术已走在世界前列。但同时，我国核电材料基础研究相对薄弱，与靠前水平尚有差距，尤其材料是开发新型核能技术必须攻克的关键技术难题。
本书作者长期在瑞士联邦技术研究院工作，由上海核工程研究设计院专家翻译，书中涉及了优选核电厂概念、结构材料、材料制造工艺、
核材料力学性能、辐照损伤、环境损伤、优选力学性能测试和分析方法以及寿命管理等有关核电厂材料的多方面知识，是一本全面了解核电厂材料问题非常有用的参考书籍。"
本书作者长期在瑞士联邦技术研究院工作，由上海核工程研究设计院专家翻译，书中涉及了优选核电厂概念、结构材料、材料制造工艺、
核材料力学性能、辐照损伤、环境损伤、优选力学性能测试和分析方法以及寿命管理等有关核电厂材料的多方面知识，是一本全面了解核电厂材料问题非常有用的参考书籍。"
【作者】
（瑞士）沃尔夫冈·霍费尔纳：就职于瑞士苏黎世和洛桑瑞士联邦技术研究院（Swiss Federal Institute of Technology），任超高温反应堆系统指导委员会（VHTR）的瑞士代表、VHTR项目管理局材料部门的联合主席，主要研究领域是优选核电厂高温材料（HT—MAT）。
上海核工程研究设计院：隶属于国家电力投资集团公司，该院创造了中国核电三个“第一”：独立自主研发设计中国大陆第一座核电站——秦山核电站，奠基中国核电研发、设计、标准、材料、燃料、设备、审评、人才八大体系，被誉为“国之光荣”；总包设计中国第一个出口核电站——恰希玛核电站，被誉为“南南合作的成功典范”；是中国第一台重水堆核电站——秦山三期的技术总支持单位。由该院研发的“国和一号”是中国十六个重大科技专项之一，于2020年完成研发。国和一号作为“大型优选压水堆及高温气冷堆核电站”重大专项标志性成果亮相国家“十三五”科技创新成就展。
【内容】
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，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、优选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，是一本关于核电厂材料问题的专著，可供核电厂相关从业人员以及核工程专业和核电材料专业学生学习和参考。
【目录】
第1章 核电厂
1.1 现有反应堆/1
1.1.1 压水堆/3
1.1.2 沸水堆/3
1.1.3 重水堆/5
1.1.4 优选气冷堆/6
1.2 反应堆概念的改进和开发/7
1.2.1 优选轻水堆/7
1.2.2 优选重水堆/9
1.2.3 小型模块堆/10
1.2.4 优选新反应堆的概念/11
1.3 中子谱、快堆和燃料循环/14
1.3.1 中子谱/14
1.3.2 燃料循环/15
1.4 第四代核电厂/18
1.4.1 钠冷快堆/19
1.4.2 铅冷快堆/25
1.4.3 超高温气冷堆/28
1.4.4 气冷快堆/36
1.4.5 超临界水堆/38
1.4.6 熔盐堆/42
1.5 其他优选核电厂/44
1.5.1 行波堆/44
1.5.2 加速器驱动系统/45
1.5.3 空间核电厂/47
1.5.4 核聚变/48
1.6 核能转换成电力和热/51
参考文献/53
第2章 材料
2.1 概述/57
2.2 基础/59
2.2.1 点缺陷/60
2.2.2 线缺陷/61
2.2.3 面缺陷/64
2.2.4 扩散过程/66
2.2.5 二元相图/68
2.3 核应用的材料分类/70
2.3.1 钢/72
2.3.2 超合金/87
2.3.3 难熔合金/93
2.3.4 锆合金/95
2.3.5 金属间化合物/96
2.3.6 纳米结构材料/98
2.3.7 陶瓷材料/106
2.3.8 涂层/109
参考文献/109
第3章 部件及部件生产
3.1 核电厂部件/116
3.1.1 容器/117
3.1.2 燃料元件/122
3.1.3 控制棒/126
3.1.4 其他堆内构件/127
3.1.5 管道和蒸汽发生器/128
3.1.6 中间热交换器/129
3.1.7 能量转化系统/132
3.1.8 核裂变电厂的材料/133
3.1.9 聚变堆/135
3.2 制造工艺/138
3.2.1 熔炼/139
3.2.2 成形/141
3.3 粉末冶金/144
3.3.1 粉末生产/145
3.3.2 粉末压制/146
3.4 石墨/148
3.5 纤维增强材料/149
3.6 连接工艺/151
3.6.1 埋弧焊和钨极气体保护焊/151
3.6.2 焊缝缺陷/152
3.6.3 其他连接方法/154
3.7 涂层和表面处理/156
3.7.1 衬里/157
3.7.2 化学气相沉积/158
3.7.3 物理气相沉积/159
3.7.4 热喷涂/159
3.7.5 其他表面处理/160
参考文献/160
第4章 核电厂材料的力学性能
4.1 概述/164
4.2 材料强度/165
4.2.1 单晶的塑性变形/165
4.2.2 应力-应变曲线/166
4.2.3 强化机制/169
4.3 韧性/171
4.3.1 冲击试验和断口形貌转变温度/171
4.3.2 断裂韧性/173
4.4 蠕变/180
4.4.1 蠕变曲线/180
4.4.2 应力断裂曲线/182
4.4.3 金属中的高温蠕变机制/184
4.4.4 蠕变损伤/188
4.4.5 应力断裂数据的外推/189
4.4.6 蠕变裂纹扩展/192
4.4.7 核电厂陶瓷材料的热蠕变/194
4.5 疲劳/195
4.5.1 简介/195
4.5.2 基本原理/195
4.5.3 疲劳试验结果的表示/196
4.5.4 疲劳裂纹扩展/199
4.5.5 疲劳的表象学/202
4.5.6 蠕变-疲劳的交互作用/204
参考文献/208
1.1 现有反应堆/1
1.1.1 压水堆/3
1.1.2 沸水堆/3
1.1.3 重水堆/5
1.1.4 优选气冷堆/6
1.2 反应堆概念的改进和开发/7
1.2.1 优选轻水堆/7
1.2.2 优选重水堆/9
1.2.3 小型模块堆/10
1.2.4 优选新反应堆的概念/11
1.3 中子谱、快堆和燃料循环/14
1.3.1 中子谱/14
1.3.2 燃料循环/15
1.4 第四代核电厂/18
1.4.1 钠冷快堆/19
1.4.2 铅冷快堆/25
1.4.3 超高温气冷堆/28
1.4.4 气冷快堆/36
1.4.5 超临界水堆/38
1.4.6 熔盐堆/42
1.5 其他优选核电厂/44
1.5.1 行波堆/44
1.5.2 加速器驱动系统/45
1.5.3 空间核电厂/47
1.5.4 核聚变/48
1.6 核能转换成电力和热/51
参考文献/53
第2章 材料
2.1 概述/57
2.2 基础/59
2.2.1 点缺陷/60
2.2.2 线缺陷/61
2.2.3 面缺陷/64
2.2.4 扩散过程/66
2.2.5 二元相图/68
2.3 核应用的材料分类/70
2.3.1 钢/72
2.3.2 超合金/87
2.3.3 难熔合金/93
2.3.4 锆合金/95
2.3.5 金属间化合物/96
2.3.6 纳米结构材料/98
2.3.7 陶瓷材料/106
2.3.8 涂层/109
参考文献/109
第3章 部件及部件生产
3.1 核电厂部件/116
3.1.1 容器/117
3.1.2 燃料元件/122
3.1.3 控制棒/126
3.1.4 其他堆内构件/127
3.1.5 管道和蒸汽发生器/128
3.1.6 中间热交换器/129
3.1.7 能量转化系统/132
3.1.8 核裂变电厂的材料/133
3.1.9 聚变堆/135
3.2 制造工艺/138
3.2.1 熔炼/139
3.2.2 成形/141
3.3 粉末冶金/144
3.3.1 粉末生产/145
3.3.2 粉末压制/146
3.4 石墨/148
3.5 纤维增强材料/149
3.6 连接工艺/151
3.6.1 埋弧焊和钨极气体保护焊/151
3.6.2 焊缝缺陷/152
3.6.3 其他连接方法/154
3.7 涂层和表面处理/156
3.7.1 衬里/157
3.7.2 化学气相沉积/158
3.7.3 物理气相沉积/159
3.7.4 热喷涂/159
3.7.5 其他表面处理/160
参考文献/160
第4章 核电厂材料的力学性能
4.1 概述/164
4.2 材料强度/165
4.2.1 单晶的塑性变形/165
4.2.2 应力-应变曲线/166
4.2.3 强化机制/169
4.3 韧性/171
4.3.1 冲击试验和断口形貌转变温度/171
4.3.2 断裂韧性/173
4.4 蠕变/180
4.4.1 蠕变曲线/180
4.4.2 应力断裂曲线/182
4.4.3 金属中的高温蠕变机制/184
4.4.4 蠕变损伤/188
4.4.5 应力断裂数据的外推/189
4.4.6 蠕变裂纹扩展/192
4.4.7 核电厂陶瓷材料的热蠕变/194
4.5 疲劳/195
4.5.1 简介/195
4.5.2 基本原理/195
4.5.3 疲劳试验结果的表示/196
4.5.4 疲劳裂纹扩展/199
4.5.5 疲劳的表象学/202
4.5.6 蠕变-疲劳的交互作用/204
参考文献/208
