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| 編輯推薦： |
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此书介绍核石墨材料力学性能测试和分析，核石墨材料力学性能研究可为早日实现核石墨国产化提供重要的工艺改进参考和指导。
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| 內容簡介： |
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本书详细介绍了核反应堆中石墨材料的结构力学性能的先进测试及分析方法，主要涉及数字图像相关等光测力学方法在核石墨这种准脆性材料及由它构成的若干复杂核石墨结构力学性能测试中的应用。测试及研究的力学性能包括核石墨材料的弹性参数、强度准则、损伤演化规律、断裂韧性以及核石墨结构的接触强度和碰撞性能等。
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| 關於作者： |
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刘广彦，分别于2000年和2003年在西安交通大学力学系获学士和硕士学位，2008年在新加坡国立大学机械工程系获博士学位，2009-2012年期间在英国剑桥大学工程系从事博士后研究工作，2012年起任教于北京理工大学宇航学院力学系。主要从事核石墨和复合材料力学性能测试与分析方面的人才培养和研究工作；主持国家自然科学基金2项和联合基金集成项目子课题1项，主持和参与国家高温气冷堆核电站重大专项实验课题多项，发表高水平学术论文30余篇；主要讲授《理论力学》和《工程力学》全英文本科课程。
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| 目錄：
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第1章绪论
1.1核反应堆简介
1.1.1核能发展历史
1.1.2高温气冷堆
1.2核石墨材料简介
1.2.1核石墨制作加工流程
1.2.2核石墨性能及特点
第2章核石墨材料基本力学性能测试
2.1弹性参数测试
2.1.1核石墨弹性参数测试方法
2.1.2核石墨弹性参数测试结果
2.2抗拉强度测试
2.2.1核石墨圆柱试件单向拉伸实验
2.2.2核石墨圆盘对径压缩实验
2.2.3核石墨圆环对径压缩实验
2.3围压条件下力学性能测试
2.3.1核石墨圆柱围压实验及结果分析
2.3.2核石墨材料强度准则
第3章核石墨材料损伤演化规律反演分析
3.1单向应力状态损伤演化规律
3.1.1基于有限元模型修正的材料损伤参数反演方法
3.1.2核石墨材料拉压损伤参数反演分析
3.1.3L型核石墨构件应力集中分析
3.2复杂应力状态损伤演化规律
3.2.1基于人工神经网络的材料损伤演化规律反演方法
3.2.2复杂应力状态下核石墨材料损伤演化规律反演分析
第4章核石墨材料断裂韧性测试
4.1基于虚拟引伸计的断裂韧性测试原理
4.2准静态加载下核石墨断裂韧性测试
4.2.1带预制裂纹三点弯准静态实验
4.2.2准静态加载下核石墨材料断裂韧性
4.2.3准静态加载下核石墨材料裂纹扩展
4.3动态加载下核石墨断裂韧性测试
4.3.1带预制裂纹三点弯落锤实验
4.3.2动态加载下核石墨材料断裂韧性
4.3.3动态加载下核石墨材料裂纹扩展
第5章核石墨接触结构失效破坏过程实验与模拟分析
5.1线接触结构失效破坏过程实验与模拟分析
5.1.1基于弹性接触理论的线接触结构屈服准则
5.1.2核石墨线接触结构失效破坏过程实验研究
5.1.3核石墨线接触结构损伤破坏过程模拟研究
5.1.4核石墨线接触结构损伤破坏机理分析
5.2点接触结构失效破坏过程实验与模拟分析
5.2.1基于弹性接触理论的点接触结构屈服准则
5.2.2核石墨点接触结构失效破坏过程实验研究
5.2.3核石墨点接触结构损伤破坏过程模拟研究
5.2.4核石墨点接触结构损伤破坏机理分析
第6章核石墨构件碰撞动力学参数测试
6.1脆性材料碰撞动力学特性研究现状
6.2碰撞加载装置及测试方法
6.2.1常规碰撞加载方法
6.2.2轨道式碰撞加载装置及测试系统
6.3核石墨碰撞实验与结果
6.3.1核石墨砖对心正碰实验及结果
6.3.2核石墨砖斜碰实验及结果
6.3.3核石墨键、榫与核石墨砖碰撞实验及结果
参考文献
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| 內容試閱：
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当今世界，几乎所有的工业化国家都面临着两个有关可持续发展的重大挑战： 保证长期能源供应和减少环境污染。能源利用与环境保护已成为关系到人类未来生存和文明延续的重要问题，因而发展清洁、经济、安全、可持续的新能源来替代传统化石能源成为人类社会的共识。自20世纪40年代以来，半个多世纪核能的和平利用已使之成为迄今为止可替代有限化石能源的唯一大规模新能源。根据国际原子能机构（IAEA）的统计数据，截至2020年12月31日，全世界共有443台在役核电机组，总装机容量4.159亿千瓦。2020年全球核电全年发电量约占总发电量的10%，其中法国核电占比甚至超过70%。
目前国际上普遍将核反应堆的发展分为四个阶段。第Ⅰ代核反应堆以20世纪50—60年代的实验性原型堆为主。第Ⅱ代核反应堆主要包括20世纪70—80年代建造的大型商业反应堆。20世纪90年代后建造的第Ⅲ代核反应堆在完善系统设计、提高发电效率的同时引入了被动安全的概念，把预防和缓解严重事故作为了必要的安全性指标。2002年在日本东京召开的第Ⅳ代核能系统国际论坛会议上，核发达国家计划到2030年向市场推出能够解决核能经济性、安全性、废物处理和防止核扩散问题的第Ⅳ代核反应堆，其中高温气冷反应堆因其固有安全性和配置灵活性而成为第Ⅳ代核反应堆的主要候选堆型之一，我国更是在《国家中长期科学与技术发展规划纲要（2006—2020）》中将高温气冷堆核电站列为国家十六个重大专项之一。
作为高温气冷堆的堆芯结构材料、反射层和中子慢化剂，核石墨材料在高温气冷堆中用量巨大。以球床模块式高温气冷堆为例，反应堆堆芯（堆腔）由大量的石墨砖通过石墨键、销或榫连接堆砌而成，石墨砌体既是装载球形燃料元件的支撑结构，又是反射层，把泄漏出堆芯的中子反射回堆芯。堆芯内燃料球由包覆燃料颗粒和用于分散并包裹燃料颗粒的石墨基体制成，石墨基体既是燃料球的结构材料，又是中子的慢化材料。我国的HTR-10球床式高温气冷实验堆中的燃料球数目约为2.7万个，堆芯核石墨用量达60吨。我国拥有自主知识产权的世界首座高温气冷堆核电站示范工程——华能石岛湾高温气冷堆核电站的每座反应堆活性区有约42万个燃料球，其燃料球的石墨基体约80吨，整个高温气冷堆示范工程的堆芯结构需消耗1000吨的核石墨材料，其40年寿命内装卸燃料球的石墨基体材料高达2200吨。
目前我国可以自主生产核石墨，但现有高温气冷堆中的核石墨还全部依赖进口，国产核石墨实际应用于高温气冷堆中尚需时日。随着国际形势的变化尤其是中美贸易摩擦的升级，发达国家开始对我国实行核石墨禁运，为了发展具有自主产权的高温气冷堆产业，对国产核石墨进行力学性能测试和安全性评估，基于此对国产核石墨制备工艺进行迭代改进显得尤为迫切。但是目前国产核石墨的性能评估尚且匮乏，由于核石墨具有离散性、不均匀性以及准脆性等特点，导致对其力学性能进行评估时需要进行大量的重复性实验，因此急需发展一套成体系的简便且高效的力学性能测试方法。本书就是在这种背景下总结课题组多年来有关核石墨力学性能测试与分析研究工作的基础上编写完成的，其目的是为从事国产核石墨研发的科技和工程技术人员介绍课题组研发的一些先进力学性能测试方法，从而为国产核石墨力学性能评估和工艺改进提供参考和指导，为高温气冷堆核石墨国产化尽微薄之力。
在当前对清洁能源需求日益迫切和核安全要求越来越高的形势下，在核石墨材料性能方面还有许多问题需要研究，本书虽然对核石墨材料进行了一些测试和分析工作，但限于作者的知识和水平，这些研究工作仅涉及核石墨材料的部分力学性能，而且本书所阐述内容难免存在不当甚至错误之处，还请读者给予批评指正。
本书由刘广彦、易亚楠、马沁巍和马少鹏共同编写完成，研究生王璐和林广等参与了部分章节的编写工作。此外，本书的编写得到了清华大学核能技术设计研究院的支持，特别是得到了研究院孙立斌教授和史力研究员的大力帮助，作者在此表示衷心的感谢！
作者
2022年10月
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