本書以鉛冷快堆冷卻劑鉛合金（鉛或鉛鉍共晶合金）為主題，主要介紹鉛合金的理化特性、化學控制與監(jiān)測、輻照后的鉛合金性能、鉛合金與結(jié)構(gòu)材料相容性、鉛合金熱工水力特性、鉛合金檢測與測量及當前主要實驗設施、鉛合金安全管理等內(nèi)容。
本書可供從事核工程（尤其是鉛冷快堆）等工程領(lǐng)域的技術(shù)人員和管理人員參考，也可作為核電工程師的培訓教材，以及供高等院校核能科學與工程相關(guān)專業(yè)師生選用。
前言
核電是一種安全、清潔、低碳和高效的能源，近年來我國在核電領(lǐng)域的投入不斷加大。受2011年日本福島核事故影響，核電的安全性再度成為核電發(fā)展的首要問題。目前，全球范圍內(nèi)第三代核反應堆技術(shù)已經(jīng)日趨成熟，第四代核能系統(tǒng)也早已成為核能研究人員在未來多年的重點研究課題。
相對于第二代、第三代反應堆，第四代核能系統(tǒng)安全性更高、經(jīng)濟競爭力更強、核廢物量更少并且可有效防止核擴散。2002年，第四代核能系統(tǒng)國際論壇選定了6種第四代核電站概念堆，即氣冷快堆、超高溫氣冷堆、超臨界水堆、熔鹽堆、鈉冷快堆和鉛冷快堆。其中，鉛冷快堆是指采用液態(tài)鉛或鉛鉍作為冷卻劑的快中子反應堆，鉛冷快堆因具備良好的增殖核燃料和嬗變核廢料潛力以及擁有突出的經(jīng)濟性和安全性，被GIF認為有望率先實現(xiàn)工業(yè)示范化。
我國政府高度重視鉛冷快堆等先進核能系統(tǒng)的研發(fā)�！丁笆濉眹铱萍紕�(chuàng)新規(guī)劃》指出，要“穩(wěn)步發(fā)展核能與核安全技術(shù)及其應用”，重點是“先進快堆”等技術(shù)研發(fā)及應用。《“十三五”國家戰(zhàn)略性新興產(chǎn)業(yè)發(fā)展規(guī)劃》則指出，要“加快開發(fā)新一代核能裝備系統(tǒng)”“加快推動鉛冷快堆、釷基熔鹽堆等新核能系統(tǒng)實驗驗證和實驗堆建設”。2016年頒布的《能源技術(shù)革命創(chuàng)新行動計劃(2016—2030年)》也明確指出要加強“先進核能技術(shù)創(chuàng)新”，積極“推進快堆及先進模塊化小型堆示范工程建設”。2019年10月9日，我國首座鉛鉍合金零功率反應堆啟明星Ⅲ號實現(xiàn)首次臨界，并正式啟動我國鉛鉍堆芯核特性物理實驗，標志著我國在鉛鉍快堆領(lǐng)域的研發(fā)跨出實質(zhì)性一步，進入工程化階段。
為滿足我國鉛冷快堆快速發(fā)展的迫切需要，本書將對液態(tài)鉛合金技術(shù)相關(guān)基礎知識進行綜合性介紹。全書共分為9章。22章引論，簡要介紹第四代核能系統(tǒng)和液態(tài)金屬冷卻快堆的發(fā)展概況； 第2章介紹鉛合金的理化特性，包括熱物性、電學性能和熱力學關(guān)系等； 第3章介紹化學控制與監(jiān)測方法，包括氧含量與純度控制方法及相關(guān)儀器； 第4章介紹鉛合金輻照產(chǎn)物特性； 第5章重點介紹結(jié)構(gòu)材料與鉛合金的相容性，包括相容性基礎知識、鉛合金對結(jié)構(gòu)材料力學性能的影響、輻照對鉛合金與結(jié)構(gòu)材料相容性的影響，以及高溫下鉛合金的腐蝕防護； 第6章介紹鉛合金的熱工水力特性； 第7章介紹鉛合金檢測與測量及相關(guān)實驗設施； 第8章和第9章則分別對鉛合金安全管理以及研發(fā)展望進行簡要描述。
本書在編寫過程中，參考了國內(nèi)外各相關(guān)單位和科研機構(gòu)公開發(fā)表的大量論文、報告和書籍(尤其是經(jīng)濟合作與發(fā)展組織編寫的鉛合金報告和手冊)，并引用了部分插圖，在此特向相關(guān)機構(gòu)、專家和學者表示崇高的敬意和感謝。由于本書所涉及的學科領(lǐng)域廣泛，限于編者的學識水2，書中缺點、錯誤和不妥之處在所難免，懇請讀者批評指正。
編者
2020年4月
本書作者十余年來一直圍繞液態(tài)金屬冷卻快堆從事相關(guān)技術(shù)研究，到目前為止以□□或通訊作者在Annals of Nuclear Energy、Progress in Nuclear Energy、Nuclear Engineering and Design等核工程專業(yè)重要國際學術(shù)期刊已發(fā)表論文3□篇（其中一作或通訊29篇），以□□或通訊作者在ICONE、NURETH等核工程專業(yè)重要國際學術(shù)會議已發(fā)表論文約30篇，以□□發(fā)明人申請國家發(fā)明專利3項，以□□作者出版快堆方面書籍1部。
第1章引論
1.1世界核電發(fā)展背景
1.2第四代核能系統(tǒng)概況
1.3鉛合金液態(tài)金屬冷卻快堆
1.3.1鉛合金性能簡介
1.3.2鉛冷快堆發(fā)展概況
參考文獻
第2章熱物性、電學性能和熱力學關(guān)系
2.1熱物理性質(zhì)
2.1.1鉛鉍合金相圖
2.1.2正常熔點
2.1.3熔化與凝固時體積的變化
2.1.4正常熔點處的熔化潛熱
2.1.5正常沸點
2.1.6正常沸點處的汽化潛熱
2.1.7飽和蒸汽壓
2.1.8表面張力
2.1.9密度
2.1.10熱膨脹
2.1.11聲速和壓縮性
2.1.12比熱
2.1.13臨界參數(shù)和狀態(tài)方程
2.1.14黏度
2.1.15熱導率和熱擴散率
2.2電學性能(電阻率)
2.3熱力學關(guān)系
參考文獻
第3章化學控制與監(jiān)測
3.1氧含量的控制
3.1.1氧含量上限
3.1.2氧含量下限
3.1.3活性氧控制細則
3.1.4核反應堆系統(tǒng)策略
3.1.5氧控制系統(tǒng)
3.1.6氧的均勻化
3.2純度控制
3.2.1雜質(zhì)來源
3.2.2雜質(zhì)行為和提純要求
3.2.3活化雜質(zhì)
3.3監(jiān)測和控制儀器
3.3.1在線電化學氧傳感器
3.3.2采樣系統(tǒng)和分析方法的發(fā)展
3.4總結(jié)
參考文獻
第4章鉛合金輻照產(chǎn)物特性
4.1Po的熱力學性質(zhì)
4.1.1Po的揮發(fā)特性
4.1.2Po的揮發(fā)途徑
4.1.3半經(jīng)驗米德馬模型估算Po二元金屬系統(tǒng)的
熱化學數(shù)據(jù)
4.2鉛鉍合金的輻照產(chǎn)物
4.2.1揮發(fā)性放射核素的釋放
4.2.2液態(tài)鉛鉍合金中Hg和Tl的熱釋放行為
4.2.3非正常運行條件下?lián)]發(fā)性放射核素的釋放
參考文獻
第5章鉛合金與結(jié)構(gòu)材料相容性
5.1鉛合金與結(jié)構(gòu)材料相容性基礎
5.1.1基本原理
5.1.2腐蝕實驗數(shù)據(jù)總結(jié)
5.1.3結(jié)論
5.2鉛合金對結(jié)構(gòu)材料力學性能的影響
5.2.1液態(tài)金屬脆化
5．2．2環(huán)境輔助開裂
5．2．3不銹鋼與Pb、LBE和其他液態(tài)金屬接觸下
的拉伸行為
5．2．4與Pb和LBE接觸的316L奧氏體鋼和T91鋼的
疲勞特性
5．2．5蠕變特性
5．2．6小結(jié)
5.3輻照對鉛合金和結(jié)構(gòu)材料相容性的影響
5.3.1LBE中受質(zhì)子和中子輻照的鐵素體/馬氏
體鋼T91(PSI)
5.3.2在BR2(SCK·CEN)中的中子輻照
5.4高溫下鉛合金的腐蝕防護
5.4.1穩(wěn)定性氧化物的合金化
5.4.2耐腐蝕涂層
5.4.3LBE中的緩蝕劑
5.4.4小結(jié)
參考文獻
第6章鉛合金熱工水力特性
6.1液態(tài)金屬特性
6.2守恒方程
6.3層流動量傳輸
6.3.1槽道流或管道流
6.3.2邊界層方程
6.3.3總結(jié)和討論
6.4層流能量傳輸
6.4.1管道層流類型
6.4.2流體流動和傳熱參數(shù)
6.4.3熱邊界條件
6.4.4圓管內(nèi)的層流傳熱
6.4.5層流傳熱小結(jié)
6.5湍流動量傳輸
6.5.1湍流的雷諾方程和輸運方程
6.5.2典型湍流模型
6.5.3邊界層近似法
6.5.4小結(jié)
6.6湍流能量傳輸
6.6.1湍流能量傳輸?shù)睦字Z方程
6.6.2流體流動和傳熱參數(shù)
6.6.3湍流傳熱的實驗觀測
6.6.4湍流傳熱方程的封閉方法
6.6.5特定工程應用的液態(tài)金屬傳熱關(guān)系式
參考文獻
第7章鉛合金檢測與測量及實驗設施
7.1檢測與測量技術(shù)
7.1.1流量計
7.1.2壓力傳感器
7.1.3局部速度測量
7.1.4空泡份額傳感器
7.1.5溫度測量
7.1.6液位計
7.1.7自由表面測量
7.2液態(tài)重金屬實驗設施
7.2.1技術(shù)設備及其應用
7.2.2材料測試設備及其應用
7.2.3熱工水力學設備及其應用
參考文獻
第8章安全管理
8.1重金屬危害
8.2鉛作業(yè)安全防護
8.3液態(tài)重金屬研發(fā)中的安全操作
參考文獻
第9章研發(fā)展望
9.1概述
9.2液態(tài)鉛合金系統(tǒng)在600℃以下運行的技術(shù)不足、研發(fā)需求
以及優(yōu)先方向
9.2.1熱物性
9.2.2化學性質(zhì)
9.2.3材料
9.2.4技術(shù)
9.2.5熱工水力學
9.2.6安全相關(guān)研究
參考文獻
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