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編輯推薦： 本书对从事反应堆材料和反应堆设计、研究、运行、生产和教学以及其他相关材料专业的科技人员、本科生、研究生都有参考价值。 內容簡介： 《核能利用与核材料》是为工程物理系本科生核材料系列课程编写的教材之一，内容包括核物 理与核辐射基础、核能基础、核能利用和核材料、核电厂主要设备及核材料等4 章。本书作为本科低年级 入门教材，可用于概论课和生产实习使用。 第1 章核物理与核辐射基础，从原子模型和卢瑟福散射实验谈起，讨论核子与核力，核反应与化学 反应的区别，质量亏损与核能，裂变、衰变和聚变，核燃料与核能，放射线，放射线的危害，吸收剂量与 当量剂量，放射线的屏蔽与防护；第2 章核能基础，介绍可控链式反应和反应堆，核燃料及核燃料再循环， 反应堆类型，反应堆的调节和控制，核事故和核安全，放射性废物处理；第3 章核能利用和核材料，讲述 了核爆炸和核反应堆的原理，讨论铀浓缩，核反应堆的种类及其结构，热中子堆中钚的使用，快中子增殖堆， 核反应堆用材料，核聚变和聚变能的应用；第4 章核电厂主要设备及核材料，介绍中外核电发展历史和现状， 核岛和常规岛，反应堆材料辐照损伤，核电压力容器及压力容器用钢，核反应堆的四道安全屏蔽，核电厂 的主要设备。作为简论，涉及核能利用与核材料的方方面面。 本书尝试采用通俗易懂、图文并茂的编写方式，着力突出重点、理清思路，强调基本概念和基本原理， 着重核材料的应用和创新，注重提高同学分析问题和解决问题的能力，力求达到较好的教学效果。 本书对从事反应堆材料和反应堆设计、研究、运行、生产和教学以及其他相关核工程和材料专业的 科技人员、本科生、研究生都具有参考价值。 目錄： 第1 章 核物理与核辐射基础 1.1 原子模型 2 1.1.1 关于原子古典原子论和四元素论 1.1.2 原子模型原子有核还是无核 1.1.3 关于原子核带正电的原子核为什么不分崩离析 1.1.4 原子核的大小坐镇原子中心的原子核 1.2 卢瑟福散射实验 4 1.2.1 卢瑟福实验证明原子核的存在 1.2.2 关于电子带负电荷的粒子 1.2.3 正电子带正电荷的电子 1.2.4 加速器产生高能粒子的有效手段 1.3 核子与核力 6 1.3.1 中子不带电荷的粒子 1.3.2 原子序数和质量数对元素加以区别的原子序数 1.3.3 介子汤川秀树预言的粒子 1.3.4 幻数（魔法数）中子数和质子数的微妙平衡 1.4 核反应与化学反应 8 1.4.1 核反应使核发生变化的反应 1.4.2 核裂变的发现铀235 核裂变为两块 1.4.3 原子核的结合能为什么核子能紧密相处 1.4.4 质量亏损和能量狭义相对论 1.5 质量亏损与核能 10 1.5.1 核裂变能量高能量的发生 1.5.2 化学能与核能二者来源不同且数值差异极大 1.5.3 核裂变产物是如何产生的高放射性水平的核废物 1.5.4 同位素化学性质相同但质量数不同 1.6 裂变、衰变和聚变 12 1.6.1 阈值反应进屋必须跨过门坎 1.6.2 半衰期元素的衰变存在规则性 1.6.3 隧道效应原子具有穿墙术 1.6.4 核聚变与核裂变的不同轻核聚合与重核分裂 1.7 核燃料与核能 14 1.7.1 铀大可不必谈铀色变 1.7.2 钚既有武器级又有反应堆级 1.7.3 超铀元素应用领域也很广泛，不可替代的元素 1.7.4 氚（超重氢）混凝土也能透过 1.8 放射线 16 1.8.1 放射线的种类来自宇宙的放射线 1.8.2 放射线和放射性放射能力即为辐射源强度 1.8.3 由放射线而产生的能量物质中的能量 1.8.4 放射线对身体的影响对DNA 造成损伤的放射线 1.9 放射线的危害 18 1.9.1 放射当量剂量和对健康的影响100mSv 以上即影响健康 1.9.2 戈瑞和希沃特吸收剂量和当量剂量的单位 1.9.3 ICRP 的建议和推荐放射线利用的向导 1.9.4 X 射线与 射线的不同穿透力极强的放射线 1.10 吸收剂量与当量剂量 20 1.10.1 X 射线及 射线与电子的反应电子的弹子房 1.10.2 天然放射性日常生活中的放射线 1.10.3 放射线防护为保护人类的健康和安全 1.10.4 放射性活度，吸收剂量和当量剂量对食品等的限制值 1.11 放射线的屏蔽与防护 22 1.11.1 辐射屏蔽材料屏蔽材料依射线不同而异 1.11.2 放射线测量仪的工作原理利用放射线产生的效应 1.11.3 超铀元素的应用Am-241 用于离子式烟雾探测器 1.11.4 居里夫人杰出的女科学家及核科学家一家人 定义及名词术语汇编 思考题及练习题 参考文献 第2 章 核能基础 2.1 反应堆是利用核能的有效手段 26 2.1.1 反应堆中发生的核裂变如何获得核裂变能 2.1.2 中子能量与核裂变热中子更容易引发核裂变 2.1.3 极高密度的能源来自于爱因斯坦方程E=mc2 的巨大能量输出 2.1.4 链式反应产生核能的反应 2.2 如何实现可控链式反应 28 2.2.1 原子弹和核反应堆的差别反应堆要绝对确保不发生核爆炸 2.2.2 临界中子吸收和中子生成之间的平衡 2.2.3 中子的减速慢中子容易引发核裂变 2.2.4 慢化剂和冷却剂水可以双肩挑 2.3 核燃料及核燃料再循环 30 2.3.1 核燃料核能之源 2.3.2 核燃料是如何制造出来的从矿石到黄饼，再经同位素分离 2.3.3 核燃料的后处理燃料的再循环 2.3.4 核燃料循环核资源的再利用 2.4 反应堆类型（1） 32 2.4.1 反应堆的种类形式决定于目的 2.4.2 中子能谱与反应堆表征反应堆特性的指标 2.4.3 轻水堆水既做慢化剂又做冷却剂 2.4.4 改良型轻水堆更安全、更经济的反应堆 2.5 反应堆类型（2） 34 2.5.1 气冷堆到高温气冷堆已历三世 2.5.2 钚热堆目前最有效的核燃料再循环法 2.5.3 快中子堆快意味着中子的能量高 2.5.4 核燃料的燃耗已燃烧的量 2.6 反应堆的调节和控制36 2.6.1 反应堆的控制中子数量是关键所在 2.6.2 反应性的平衡有各种各样的反应性 2.6.3 负的反应性反馈反应堆本身就应具备的控制机构 2.6.4 核能世界中的第一次芝加哥1 号堆和美国在日本投下的两颗原子弹 2.7 核事故（1） 38 2.7.1 共同培育核电发展的良好舆论环境 2.7.2 核事故分级标准核事故从0 ~ 7 级 2.7.3 美国三哩岛核事故历史上最早的核电厂事故 2.7.4 前苏联切尔诺贝利核事故核污染无国界 2.8 核事故（2） 40 2.8.1 文殊二次回路的钠泄漏事故安全隐患必须防微杜渐 2.8.2 JCO 临界事故日本最早的临界事故 2.8.3 311东日本大地震福岛核电厂事故是天灾还是人祸 2.8.4 反应堆的紧急停堆插入安全棒 2.9 核事故（3） 42 2.9.1 冷却用电源的确保重大事故引发电源的丧失 2.9.2 堆芯熔化，氢爆炸过热导致堆芯熔化 2.9.3 衰变热反应堆的余热 2.9.4 千万不能发生再临界必须确保控制系统的健全性 2.10 重大核事故后对核安全提出更严格的要求 44 2.10.1 核安全的定义 2.10.2 核事故所带来的危害及影响 2.10.3 修订核安全法规，完善核监管制度核安全政策 2.10.4 中国的核安全观 2.11 如何保证核安全 46 2.11.1 防止核劫持如何防劫防盗 2.11.2 核电厂从选址到运行许可证制度 2.11.3 核电厂的人员许可证操纵员和高级操纵员 2.11.4 安全审查和定期检查重点确认停堆冷却包容三个关键环节 2.12 放射性废物处理 48 2.12.1 反应堆周围的核监测对辐射剂量和剂量的变化进行监测 2.12.2 放射性废物需要特殊处理的核垃圾 2.12.3 反应堆的退役必须做到善始善终 2.12.4 反应堆的退役不能一蹴而就 2.13 中国的核废料如何处理与处置 50 2.13.1 放射性废弃物的来源及其特征 2.13.2 放射性废弃物处置原则 2.13.3 放射性废物的处理流程 2.13.4 放射性废物的处理和处置方法 定义及名词术语汇编 思考题及练习题 参考文献 第3 章 核能利用中的核材料 3.1 核爆炸和核反应堆的原理 54 3.1.1 天然的核反应堆 3.1.2 核爆炸原理 3.1.3 核反应堆原理 3.1.4 核能利用现状 3.2 铀浓缩 56 3.2.1 铀的富集度与临界质量 3.2.2 铀浓缩法（1）气体扩散法 3.2.3 铀浓缩法（2）离心分离法 3.2.4 铀浓缩法（3）原子激光法 3.2.5 铀浓缩法（4）分子激光法 3.3 核反应堆的种类及其结构 58 3.3.1 核反应堆的种类 3.3.2 压水堆 3.3.3 沸水堆 3.3.4 轻水堆的安全性 3.4 热中子堆中钚的使用 60 3.4.1 钚热堆的原理 3.4.2 MOX 核材料 3.4.3 两种核燃料的使用对比 3.4.4 采用MOX 核材料的好处 3.5 快中子增殖堆 62 3.5.1 热中子堆和快中子堆 3.5.2 快中子增殖堆与轻水堆的比较 3.5.3 利用快中子增殖堆实现钚燃料的增殖 3.5.4 快中子增殖堆的结构 3.6 核反应堆用材料 64 3.6.1 中子慢化材料 3.6.2 中子吸收材料 3.6.3 包壳材料和其他结构材料 3.6.4 结构材料的辐照损伤 3.7 压水堆和沸水堆用的燃料组件 66 3.7.1 压水堆燃料组件 3.7.2 燃料元件棒 3.7.3 UO2 燃料芯块 3.7.4 沸水堆燃料组件 3.8 核电厂的结构部件及所用材料 68 3.8.1 核电厂的主要部件及功能 3.8.2 各类反应堆的主要部件用材料 3.9 压水堆核电厂结构及所用材料 70 3.9.1 第一道安全屏障：燃料芯块二氧化铀陶瓷晶体（核燃料） 3.9.2 第二道安全屏障：燃料包壳 3.9.3 第三道安全屏障：压力容器和一次回路压力边界 3.9.4 第四道安全屏障：安全壳 3.10 核反应堆用石墨 72 3.10.1 天然石墨和人造石墨 3.10.2 高密度、高强度、高纯度的三高石墨 3.10.3 核反应堆用石墨的生产工艺 3.10.4 核石墨的应用 3.11 核燃料循环 74 3.11.1 核燃料的循环路径 3.11.2 核燃料棒的构造 3.11.3 核燃料棒的后处理工程 3.11.4 核燃料棒的安全隐患 3.12 辐射能和放射线 76 3.12.1 辐射能和放射线的定义 3.12.2 放射性核素 3.12.3 放射线对人的危害 3.13 311东日本大地震福岛核电厂事故分析78 3.13.1 强地震紧急停堆后所有水冷系统失灵 3.13.2 核余热及衰变产生的热量足以使燃料元件熔化 3.13.3 高温熔体穿透压力壳 3.13.4 高放射性核燃料透过压力壳泄漏到地面、海水乃至空气中 3.14 典型核电厂事故分析 80 3.14.1 国际核事故分级 3.14.2 美国三哩岛核事故 3.14.3 前苏联切尔诺贝利核事故 3.15 严重事故燃料熔化 82 3.15.1 何谓严重事故 3.15.2 衰变热使温度上升失水事故 3.15.3 燃料熔化引起堆芯内部重新配置 3.15.4 形成残渣床和熔池 3.16 极严重的核事故燃料泄漏 84 3.16.1跑离升温或熔断升温 3.16.2 堆芯熔化 3.16.3 燃料泄漏 3.17 核聚变和聚变能的应用 86 3.17.1 自然的太阳和人造太阳 3.17.2 核聚变发电属于常闭型 3.17.3 激光惯性约束核聚变 3.18 托克马克装置的主体结构及所用材料 88 3.18.1 磁惯性约束核聚变 3.18.2 托克马克聚变堆对第一壁材料的要求 3.18.3 核聚变既涉及又惠及广泛的技术领域 3.18.4 核聚变反应堆的结构和聚变能应用前景 定义及名词术语汇编 思考题及练习题 参考文献 第4 章 核电厂主要设备及核材料 4.1 世界核电发展历史和现状 92 4.1.1 核能的开端与核电的产生 4.1.2 从第一代到第四代核电机组 4.1.3 世界核电发展现状 4.1.4 世界核电发展归于理性 4.2 中国核电发展后来者居上（1） 94 4.2.1 中国核电产业从无到有 4.2.2 中国的核能核工业发展简况 4.2.3 中国核电发展的四个阶段 4.2.4 国家核电核工业发展的组织架构 4.3 中国核电发展后来者居上（2） 96 4.3.1 中国的核电后来居上，发展最快 4.3.2 中国的第三代核电 4.3.3 中国核电着眼海上 4.3.4 加强国际核安全体系，推进全球核安全治理推进核安全国际合作 4.4 不同堆型各有所长（1） 98 4.4.1 压水堆历史悠久，技术成熟 4.4.2 沸水堆压水堆的孪生姐妹 4.4.3 重水堆重水作慢化剂，天然铀作燃料 4.4.4 超临界水冷堆功率密度和热效率更高 4.5 不同堆型各有所长（2） 100 4.5.1 高温气冷堆 4.5.2 快中子增殖堆的结构 4.5.3 快中子增殖堆的发展状况 4.6 压水堆电厂的结构和原理 102 4.6.1 典型的压水堆电厂外貌和核电厂的组成 4.6.2 压水堆核电厂原理 4.6.3 核岛（反应堆厂房）和常规岛（汽轮机厂房） 4.6.4 燃料厂房和其他厂房 4.7 各类核材料的选材原则 106 4.7.1 选择核材料的首要标准满足功能要求 4.7.2 核燃料为什么选择二氧化铀而非铀合金 4.7.3 燃料包壳为什么选择锆合金 4.7.4 作为结构材料的不锈钢和高镍合金 4.8 核电压力容器用钢的选材及演化历史 108 4.8.1 核电压力容器用钢的演化历史 4.8.2 SA508 系列钢中的化学成分和力学性能 4.9 SA508 系列钢中的主要元素及其作用 110 4.9.1 对核电压力容器用钢的性能要求 4.9.2 SA508 系列钢中的主要元素及其作用 4.10 核反应堆压力容器及蒸汽发生器的制造 112 4.10.1 核反应堆压力容器 4.10.2 压水堆核电厂核岛部分的大型锻件 4.10.3 SA508-3 钢的组织与热处理 4.11 核压力容器的辐照损伤 114 4.11.1 压力容器钢辐照脆化 4.11.2 辐照脆化机制 4.11.3 高强度低合金钢大型锻件中的氢脆现象 4.12 核燃料组件和控制棒组件 116 4.12.1 上部堆内构件和下部堆内构件 4.12.2 核燃料组件的组成及装料 4.12.3 控制棒组件及其驱动机构 4.12.4 材料在核安全中的重要作用 4.13 反应堆的四道安全屏障 118 4.13.1 反应堆的四道安全屏障 4.13.2 由UO2 粉末制作二氧化铀陶瓷核燃料芯块 4.13.3 作为燃料包壳管的锆合金 4.14 核电厂的主要设备 120 4.14.1 反应堆冷却剂泵 4.14.2 蒸汽发生器和稳压器 4.14.3 核电厂用汽轮机和发电机 4.14.4 AP1000 机组采用的非能动安全系统 4.15 高铁和核电一带一路的两根支柱 122 4.15.1 2030 年核电装机容量将达到1.5 亿kW 4.15.2 高铁与核电是输出战略的两个支柱 4.15.3中国制造2025关于核电产业发展方针 4.15.4 在海外，到2020 年要完成中国造核电厂6~8 座 4.16 中国核电进军英国和阿根廷 124 4.16.1 中国广核集团向英国三个核电厂出资，布拉德韦尔采用华龙一号 4.16.2 与英国、欧洲大陆签署多项合作协议 4.16.3 中国核工业集团与阿根廷签署建设华龙一号合同 4.16.4 以罗马尼亚为据点，展开向欧洲的核电技术服务 4.17 与法、美等国进一步合作 126 4.17.1 与法国共同实施后处理计划 4.17.2 与法国共同开拓世界核能市场 4.17.3 更新核能合作协议，美、中延续蜜月期 4.17.4 形影相吊的日本 定义及名词术语汇编 思考题及练习题 参考文献 內容試閱： 本书是为工程物理系本科生核材料系列课程编写的教材。该系列教材包括《核能利用与核材料》《材料学导论》《核材料与应用》《核材料的腐蚀》等。本书包括4 章：第1 章核物理与核辐射基础，从原子模型和卢瑟福散射实验谈起，讨论核子与核力，核反应与化学反应的区别，质量亏损与核能，裂变、衰变和聚变，核燃料与核能，放射线，放射线的危害，吸收剂量与当量剂量，放射线的屏蔽与防护；第2 章核能基础，介绍可控链式反应和反应堆，核燃料及核燃料再循环，反应堆类型，反应堆的调节和控制，核事故和核安全，放射性废物处理；第3 章核能利用中的核材料，讲述了核爆炸和核反应堆的原理，讨论铀浓缩，核反应堆的种类及其结构，热中子堆中钚的使用，快中子增殖堆，核反应堆用材料，核聚变和聚变能的应用；第4 章核电厂主要设备及核材料，介绍中外核电发展历史和现状，核岛和常规岛，反应堆材料辐照损伤，核电压力容器及压力容器用钢，核反应堆的四道安全屏蔽，核电厂的主要设备。作为简论，涉及核能利用与核材料的方方面面。目前，对核材料这个名词没有统一的看法和定义。有的人认为它是用于核科学和核工程的材料的总称；有的人认为它是专指裂变反应堆和聚变反应堆所用材料；还有的把它定义为裂变材料和聚变材料的总称，即与核燃料的概念相似。广义的核材料是核工业及核科学研究中所专用的材料的总称，也可以把核材料归结为核能材料或核工业所用材料的总称。核燃料是指能产生核裂变或核聚变反应并释放出巨大核能的物质。核燃料可分为裂变燃料和聚变燃料（或称热核燃料）两大类。裂变燃料主要指易裂变核素如铀235、钚239 和铀233 等。此外，由于铀238 和钍232 是能够转换成易裂变核素的重要原料，且其本身在一定条件下也可以产生裂变，所以习惯上也称其为核燃料。聚变燃料包含氢的同位素氘、氚，锂6 和其化合物等。核工程材料是指反应堆及核燃料循环和核技术中用的各种特殊材料，如反应堆结构材料、元件包壳材料、反应堆控制材料、慢化剂、冷却剂、屏蔽材料等。例如特种铝合金、锆合金、铍、低合金高强度钢、特种不锈钢、高温镍基合金、特种石墨、特种陶瓷、半导体及高分子材料等。材料科学与工程包括四个基本要素，即材料的成分、材料的组织和结构、材料的制备与加工、材料的性能和应用特性，一般形象地将四要素表示为四面体的四个顶点。这是理解材料科学与工程问题的总纲。核材料的研制和应用，核材料在服役过程中受到的影响，核材料的时效、老化、失效乃至核事故的分析等，当然也涵盖在这四个要素之中。显然, 整个核工程和核材料领域都离不开材料科学与工程的基础知识。一个核反应堆，它的核心是一个能量密度很高的热源。处在那里的材料自然会面临高温、高温度梯度、高热流、高速流场的作用，这本身已构成很特殊的问题。但是，在这以外最特殊的因素当属材料的核性能和中子的作用。反应堆材料所面临的工况比迄今为止我们遇到的任何工程所面临的条件还要复杂得多，因此人们说：Theimportance of behavior of the reactor materials can not be over-emphasized，意思是说，反应堆材料问题的重要性无论怎样强调也不过分。《核材料与应用》《核材料的腐蚀》将针对核工程材料的特殊问题，包括材料的核特性、辐照、腐蚀、高温环境等进行论述。只有掌握这些，才能将材料科学的知识升华为核材料科学的水平。材料科学与工程已经是一个很综合的领域，再结合到物理工程里的特点，这就需要跨学科地学习和交叉融汇，这当然不是一两门课程所能奏效的。基于上述特殊服役环境，核材料具有以下特点：①种类繁多，不可替代；②服役环境恶劣；③性能要求极高；④易老化失效；⑤一旦失效，后果严重；⑥服役结束后，处理、处置困难。核材料系列课程要侧重这些内容来讲授。为此，核材料系列课程主要针对以下问题进行讨论：①是什么，②为什么，③怎么加工制造，④有什么用、怎么用，⑤服役中会发生什么变化，⑥如何提高性能。《材料学导论》主要涉及①、②、③、⑥；《核材料与应用》主要涉及③、④、⑤、⑥。本书在每章之下采用节节清的论述方式，左文右图，图文对照，并给出本节重点。内容丰富，重点突出；层次分明，思路清晰；选材新颖，强调应用；纲举目张，脉络清楚。本课程既不是海阔天空的漫谈，也不是基础理论课程的压缩。在内容上避免深、难、偏、窄、玄，强调浅、宽、新、活、鲜。在占有大量资料的前提下，采用图文并茂的形式，全面且简明扼要地介绍各类材料的新进展、新性能、新应用，力求深入浅出，通俗易懂，千方百计地使知识新起来、动起来、活起来，做到有声有色，栩栩如生。本书的编写受到清华大学工程物理系教学指导委员会的指导并得到工程物理系的资助，在此表示衷心感谢。本书对从事反应堆材料和反应堆设计、研究、运行、生产和教学以及其他相关材料专业的科技人员、本科生、研究生都有参考价值。由于作者水平有限，不妥或谬误之处在所难免，恳请读者批评指正。编著者2016 年8 月于清华园

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