Safety Related Issues of Spent Nuclear Fuel Storage pdf epub mobi txt 電子書 下載2026

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出版者:Springer Verlag

作者:Lambert, J. D. B. (EDT)/ Kadyrzhanov, K. K. (EDT)

出品人:

頁數:356

译者:

出版時間:

價格:79.95

裝幀:Pap

isbn號碼:9781402059025

叢書系列:

圖書標籤:

• 核燃料
• 乏燃料
• 存儲
• 安全
• 放射性廢物
• 核工程
• 核材料
• 環境影響
• 風險評估
• 核安全

反應堆堆芯物理與材料科學前沿研究 圖書名稱： 反應堆堆芯物理與材料科學前沿研究 作者： [此處可想象性地填入數位權威專傢的姓名] 齣版社： [此處可想象性地填入一傢知名學術齣版社的名稱] 字數： 約 1500 字 --- 內容簡介 《反應堆堆芯物理與材料科學前沿研究》是一部集理論深度、實驗前沿與工程應用為一體的學術專著，聚焦於當前核反應堆技術，特彆是先進反應堆設計與運行中最為關鍵的物理學基礎與材料科學挑戰。本書的撰寫旨在為核工程、核物理、材料科學以及相關領域的研究人員、高級工程師和研究生提供一個全麵、深入且高度專業的知識平颱，探討如何通過跨學科的創新來提升核能係統的安全性、經濟性和可持續性。 本書內容緊密圍繞反應堆中子物理的復雜性、先進燃料循環的物理化學基礎，以及在極端環境下服役的結構與功能材料的性能演化這三大核心支柱展開。我們刻意避開瞭關於乏燃料（Spent Nuclear Fuel, SNF）的後處理、長期儲存安全性和輻射防護等特定環節的深入論述，而是將焦點完全集中在反應堆內部，即燃料在堆芯內發生物理與化學變化的機製，以及堆芯結構材料所麵臨的嚴苛考驗。 第一部分：先進堆芯物理與中子輸運的精細化建模 本部分深入探討瞭反應堆物理學在應對第四代和下一代反應堆（如快堆、高溫氣冷堆、熔鹽堆）時的最新進展。 1.1 快速反應堆中的中子學與次臨界係統分析： 我們詳盡分析瞭快中子譜對反應性控製、燃料燃耗深度及次臨界度安全性的影響。重點闡述瞭濛特卡洛（Monte Carlo）模擬方法在處理大堆芯、復雜幾何結構以及非均勻中子場中的最新算法優化，特彆是如何提高對“多群擴散”與“濛特卡洛輸運”代碼耦閤接口的精度與效率。討論瞭如何精確計算延遲中子庫（Delayed Neutron Data）在不同錒係元素群係（Nuclide Set）中的不確定性及其對瞬態響應的貢獻。 1.2 反應性瞬態與事故分析的非綫性動力學： 深入研究瞭強耦閤反饋機製下的堆芯非綫性動力學行為。內容包括：熱物理解耦（Thermal-Neutronics Coupling）在反應堆功率瞬變過程中的作用，尤其是對慢化劑密度、冷卻劑沸騰和燃料導熱係數變化的快速響應。我們對控製棒快速插入、喪失冷卻劑事故（LOCA）等典型瞬態事件的數值模擬方法進行瞭嚴謹的梳理，並提齣瞭基於高保真度計算流體力學（CFD）與中子學代碼（Neutronics Code）耦閤的新型模擬框架，以捕捉復雜流動與中子通量分布的相互作用。 1.3 嬗變物理與先進燃料的燃耗模擬： 本章聚焦於如何精確模擬燃料在堆芯內長周期運行中的核素演化。詳細介紹瞭先進燃料（如金屬燃料、陶瓷燃料、TRISO顆粒燃料）在不同燃耗深度下産生的新生核素（如鈈、鎇、鋦）的截麵數據處理。我們探討瞭燃耗計算中，如何準確處理空間依賴性的功率分布、微擾理論在評估反應性變化中的應用，以及為實現更優化的閉式燃料循環所必需的嬗變效率的理論極限。 第二部分：極端環境下反應堆材料的科學基礎與性能演化 反應堆材料是保證係統長期安全運行的基石。本部分完全集中於材料在高溫、高通量中子輻照下的內在變化機製。 2.1 結構材料的中子輻照損傷機理： 詳細剖析瞭奧氏體不銹鋼、鐵素體/馬氏體鋼以及先進鎳基閤金在反應堆環境中遭受的微觀結構損傷。內容涵蓋瞭：中子轟擊導緻的空位-間隙原子團簇的形成與遷移、輻照引起的相變（如析齣相的形成與溶解）、以及氫脆和氦緻泡核效應（Helium Embrittlement）對材料延展性和斷裂韌性的協同影響。 2.2 燃料元件與包殼材料的熱力學與力學行為： 聚焦於燃料元件（如MOX、U-Pu-Zr金屬燃料或碳化矽基復閤燃料）與包殼材料（如氧化物彌散強化鋼ODS、釩閤金）在工作溫度下的性能退化。探討瞭燃料溶脹機製（Swelling Mechanism）、蠕變行為（Creep Behavior）以及高溫下的腐蝕與化學反應。本書引入瞭最新的計算熱力學（CALPHAD）模型，用於預測輻照條件下材料多相平衡狀態的偏移。 2.3 冷卻劑-材料相互作用： 針對快堆的液態金屬冷卻劑（如鈉、鉛鉍閤金）和高溫氣冷堆的惰性氣體環境，深入研究瞭材料的腐蝕動力學。討論瞭氧分壓、溫度梯度對材料錶麵氧化膜形成與穩定性的控製作用，以及液態金屬對包殼材料的溶解與注入過程，這些過程直接決定瞭材料的服役壽命。 第三部分：先進堆芯設計中的不確定性量化與安全裕度評估 本部分將物理與材料科學的知識整閤，應用於實際工程挑戰，特彆是對多學科不確定性的係統性評估。 3.1 多尺度、多物理場耦閤的可靠性分析： 提齣瞭將微觀損傷模型、宏觀力學模型與中子輸運模型進行可靠耦閤的係統方法論。重點在於如何量化和傳播從核素截麵數據的不確定性、材料輻照響應模型的固有誤差到最終係統安全裕度的全鏈條不確定性。 3.2 反應堆係統壽命預測與材料退化建模： 探討瞭如何利用機器學習和大數據分析技術，結閤堆內中子通量譜、溫度場數據，建立預測包殼材料疲勞壽命和蠕變損傷的先進模型，為反應堆的延壽設計提供科學依據。 本書的特色在於其純粹的堆芯內部視角，它拒絕瞭後端處理階段或場地選擇的討論，而是將全部精力投入到反應堆運行核心的“燃燒”與“承受”這兩個根本科學問題上。讀者將獲得一套理解和優化下一代核能係統物理極限和材料邊界的權威工具集。

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