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轻水反应堆材料老化 版权信息
- ISBN：9787569329438
- 条形码：9787569329438 ; 978-7-5693-2943-8
- 装帧：一般轻型纸
- 册数：暂无
- 重量：暂无
- 所属分类：>
轻水反应堆材料老化 内容简介
有效的老化管理需要掌握材料老化相关知识，而要获得知识必须通过检查及分析。本书是一本基于现场破坏性检查数据，并包含了珍贵的照片、详细的图例、简明的分析、精确的检测，以及合理化建议的综合性手册。本书的内容组织形式使工程师和科学家可以利用检查结果和数据，推导出自己的结论、掌握相关知识，并深化对特定材料老化问题的认识。 随着材料老化降质成为世界范围内影响核电厂安全、可靠和经济运行的首要问题和共性问题，2008年，法国集中材料老化研究的人力和物力，成立了材料老化研究所（MAI）。MAI的首要目标是针对导致材料降质的老化机理开展合作研究，以提高老化管理水平。事实上，得益于世界上一些大型的核电运营公司及其下属机构的运行经验，以及来自法国电力公司（EDF）及其成员组织的专家和工程师团队的支持，MAI已成为电力行业中的重要研究机构。 这本破坏性失效分析手册得以成书，首先要感谢广泛的国际合作，以及一个共同的信念，即影响一个电厂的问题必将影响更多电厂。弗朗索瓦·卡坦特在日本、美国和法国MAI成员的大力支持下，对曾经发生的失效案例及改进建议进行了整理和汇编，该书是从事轻水反应堆老化管理的工程师**的案头参考书。
轻水反应堆材料老化 目录
第1章 引言
第2章 轻水反应堆基础
2.1 背景
2.2 压水反应堆基础
2.3 沸水反应堆基础
第3章 失效及老化机理
3.1 背景
3.2 腐蚀
3.2.1 液体腐蚀、
3.2.2 大气腐蚀
3.2.3 高温氧化
3.3 疲劳
3.3.1 机理定义
3.3.2 应用领域
3.3.3 机理描述
3.3.4 理解疲劳机理并抑制疲劳
3.3.5 机理影响
3.3.6 影响因素
3.3.7 可能受影响的部件
3.3.8 防止疲劳的措施一
3.4 奥氏体不锈钢辐照脆化
3.4.1 机理定义
3.4.2 应用领域
3.4.3 机理描述
3.4.4 影响因素
3.4.5 可能受影响的部件
3.4.6 预防奥氏体不锈钢辐照脆化的措施
3.5 奥氏体不锈钢辐照蠕变
3.5.1 前言
3.5.2 机理定义
3.5.3 应用领域
3.5.4 机理描述
3.5.5 机理影响
3.5.6 影响因素
3.5.7 可能受影响的部件
3.5.8 预防奥氏体不锈钢辐照蠕变的措施
3.6 奥氏体不锈钢辐照加速应力腐蚀
3.6.1 机理定义
3.6.2 应用领域
3.6.3 机理描述
3.6.4 辐照加速应力腐蚀的机理
3.6.5 影响因素
3.6.6 可能受影响的部件
3.6.7 预防辐照加速应力腐蚀开裂的措施
3.7 反应堆压力容器钢中子辐照脆化
3.7.1 两种脆化行为（硬化脆化和非硬化脆化）
3.7.2 机理定义
3.7.3 应用领域
3.7.4 机理描述
3.7.5 机理影响
3.7.6 影响因素
3.7.7 缓解反应堆压力容器辐照脆化的措施
3.8 铸造不锈钢热老化
3.8.1 机理定义
3.8.2 应用领域
3.8.3 机理描述
3.8.4 影响及后果
3.8.5 影响因素
3.8.6 可能受影响的部件
3.8.7 防止铸造不锈钢热老化的措施
3.9 马氏体不锈钢α'沉淀相热老化
3.9.1 机理定义
3.9.2 应用领域
3.9.3 机理描述
3.9.4 机理影响
3.9.5 影响因素
3.9.6 可能受影响的部件
3.9.7 防止和缓解α'沉淀相热老化的措施
3.10 低合金钢和碳钢热老化或回火脆化
3.10.1 前言
3.10.2 机理定义
3.10.3 应用领域
3.10.4 机理描述
3.10.5 机理影响
3.10.6 影响因素
3.10.7 可能受影响的部件
3.10.8 预防和缓解回火脆化的措施
3。11磨损
3.11.1 概述
3.11.2 阿什比图：磨损机理
3.11.3 颗粒的影响
3.11.4 磨损的后果
3.11.5 影响因素
3.11.6 防止磨损的措施
第4章 材料性能
第5章 镍基合金
第6章 蒸汽发生器传热管、堵头和套管
第7章 冷加工不锈钢的应力腐蚀开裂
第8章 不锈钢的辐照加速应力腐蚀开裂
第9章 不锈钢在污染环境或闭塞区域中的应力腐蚀开裂
第10章 马氏体不锈钢的断裂和应力腐蚀开裂
第11章 不锈钢的大气腐蚀
第12章 氢脆
第13章 硼酸腐蚀
第14章 死水区问题
第15章 耐磨堆焊材料的老化
第16章 机械疲劳失效
第17章 热疲劳
第18章 热老化
第19章 辐照脆化
第20章 BORALTM乏燃料格架的腐蚀
第21章 磨损
第22章 其余的材料降质现象
第23章 沸水反应堆材料开裂
结束语
结论
展开全部
轻水反应堆材料老化 作者简介
弗朗索瓦·卡坦特（Francois Cattant），1974年毕业于化学工程专业，1975年加入法国电力公司（EDF），担任电厂运行部门的化学工程师，负责电厂水化学和蒸汽控制。2年后，他就职于希农的核电站热室，负责失效部件检查及气冷反应堆部件（包括燃料）根本原因分析。1980年，他担任化石燃料电站水化学、化学清洗和无损检测部门的经理。3年后，他回到了希农的热室，继续专注于辐照或放射性部件的失效根本原因分析、反应堆压力容器（RPV）辐照监督计划、蒸汽发生器传热管、反应堆压力容器封头贯穿件、开口销、稳压器管嘴、阀门、反应堆冷却系统铸造弯头、管道、燃料组件和棒、控制棒组件的检查工作。 1995—1998年间，弗朗索瓦·卡坦特被派往美国电力研究院（EPRI），担任核维修应用中心的外籍工程师，负责核电厂维修工作。在EPRI期间，作为外部专家他参与了Ringhals核电厂3号机组退役蒸汽发生器的检查。 1998年，弗朗索瓦·卡坦特回到了法国，加入EDF材料与机械研发部，担任科学顾问和高级工程师。他的工作涉及化学、腐蚀和金属材料，特别关注一回路水化学、源项控制、一回路腐蚀、腐蚀缓解和修复、燃料清洁和创新战略研究。在此期间，他继续担任EPRI材料可靠性项目的EDF代表，参与了多项破坏性检查，包括：North Anna核电厂2号机组反应堆压力容器顶盖贯穿件、South Texas Project核电厂1号机组下封头仪表管贯穿件、BraidWood核电厂1号机组稳压器52#电加热元件和San Onofre核电厂3号机组64#控制棒驱动机构。 2004—2008年，弗朗索瓦·卡坦特担任法国核能学会的“材料、无损检测和化学”部门的主席，2008—2009年，他负责材料老化研究所（MAI）的国际合作工作。 2009年自EDF退休后，弗朗索瓦·卡坦特受MAI委托收集法国、美国、日本和瑞典轻水反应堆部件失效和破坏性检查的详细信息并整理汇总，这些信息现已编入本手册中。
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