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出版时间 :
核电救灾机器人辐射防护技术
0.00     定价 ¥ 138.00
图书来源: 浙江图书馆(由浙江新华配书)
此书还可采购25本,持证读者免费借回家
  • 配送范围:
    浙江省内
  • ISBN:
    9787030736680
  • 作      者:
    作者:栾伟玲//张衍|责编:陈婕//罗娟
  • 出 版 社 :
    科学出版社
  • 出版日期:
    2022-11-01
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内容介绍
本书针对核电救灾机器人较为全面地介绍了多种辐射防护材料和热防护方法,以及综合防护方案。主要内容包括:近年来国内外核电站的发展情况、核电救灾机器人的研究现状、射线辐射防护材料和中子辐射防护材料的设计及制备、电子器件的辐射防护方法、相变储能材料改性及应用,以及核电救灾机器人的热防护管理设计和自清洁防护设计。 本书可以作为高等院校材料、化工、核电、机械等相关专业研究生的学习用书,也可以作为相关领域研究学者的学术参考书。
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精彩书摘
第1章 核事故与核电救灾机器人
  1.1 核电站发展现状及趋势
  随着煤炭、石油和天然气等资源的不断消耗,这些化石燃料的燃烧所带来的环境污染问题引起全世界的广泛关注。越来越多的国家开始大力发展太阳能、风能、海洋能、地热能、生物质能和核聚变能等新能源。核能具有比能量大、对环境无污染以及原材料储量巨大的特点,核电作为缓和世界能源危机的一种经济有效的能源,得到了世界范围内的广泛认可。
  苏联在1954年建成了全世界第一座试验性核电站。1957年,美国第一个原型核电站在希平港投运,电功率为90MW。在此期间,只有美国、英国、法国和苏联建成了10台核电机组,单机容量为5~210MW。1961~1968年为核电站实验阶段,有11个国家建成核电站,这些国家是美国、英国、法国、苏联、联邦德国、日本、意大利、比利时、瑞士、瑞典和加拿大,单机昀大容量为608MW[1]。1969~1985年是核电站的发展阶段,全球核电站总容量占发电机组总容量由1970年的1.5%增加到1985年的15%,昀大单机容量提高到1450MW[2]。1979年美国三里岛核电站发生了熔堆事故,1986年苏联切尔诺贝利核电站发生核事故,此后,核电安全机构不断提高安全性要求和审批规范,这使核电建设期增长和建设成本增加,再加上20世纪80年代后期世界经济进入平缓发展期,因此,全球核电站在1985年以后发展速度减慢[3]。从1995年开始,全球面临化石能源大量使用后即将枯竭和全球变暖、环境恶化的双重压力,各国陆续出台了关于发展核电的政策。2011年,日本福岛核电站发生核泄漏,核电站的安全问题再次引起世界范围内的广泛担忧。
  核电技术经过几十年的发展,到今天已经非常成熟,其堆型也十分丰富。目前,核电站主要分布在欧洲、北美及东亚等地区,其中法国、俄罗斯、英国、德国、韩国、日本等发达工业化国家核电站相对集中,南美洲及非洲部分发展中国家也有少量核电机组运行。根据中国核电发展中心、国网能源研究院发布的《我国核电发展规划研究》[4]显示,截至2019年底,全球核能发电量超过2500亿kW.h,全球发电总量中,核能发电比例超过10%。法国核能发电比例昀高,核能发电量占法国全部发电量的70.6%;世界上拥有核电站数量昀多的是美国,美国拥有96座反应堆,核能发电量占其总发电量的19.7%;我国核能发电量占总发电量的4.9%[5]。根据国际原子能机构发布的2019年全球核电厂运行情况报告显示[6],截至2019年12月底,全球30个国家和地区在运核电机组有443台,总装机容量达392.1GW;2019年核电发电量占全球发电量的10%,占全球低碳发电量的1/3左右;自2012年以来,核电持续增长超过9%。根据国际能源署预测,到2040年,全球核电总装机容量可达11960GW(1GW=106kW),占全球总发电量的14%。图1.1是2019年12月世界核协会发布的部分国家在运核电机组数[7],排在前三位的美国、法国、中国的核电机组数总量占世界核电机组数的45.27%,接近一半,其中中国核电机组数占世界核电机组数的10.59%,居世界第三;紧随其后的是俄罗斯、日本、韩国、印度和加拿大等国家。截至2019年底,全球有19个国家或地区正在建设54台核电机组,其中中国12台、印度7台、美国4台、俄罗斯4台、韩国4台、阿联酋4台,白俄罗斯、阿联酋、孟加拉国、土耳其是新兴的核电国家[8]。
  图1.1 2019年12月世界核协会发布的各国在运核电机组数[7]
  我国核电站发展开始于20世纪80年代中期。1985年我国建造的秦山核电站,是我国自主设计建造和运营管理的第一座核电站,它拥有一台300MW压水堆核电机组。随后从法国引进技术,我国建造了大亚湾核电站,它拥有两台900MW压水堆核电机组。之后的20年间,江苏田湾、辽宁红沿河、福建宁德等核电基地相继建成并投入使用。《中国核能发展报告2019》指出,2018年,我国核电机组继续保持安全稳定运行,核电装机占比2.35%,远不及世界10%的平均水平[9]。而截至2019年底,中国核能行业协会发布的报告显示,我国内地已投入商业运行的核电机组共47台[10],装机容量约为4.875×107kW,占全国电力总装机容量的2.5%,装机容量位居全球第三;在建核电机组12台,装机容量为1.260×107kW,在建核电站规模全球第一[11]。2021年12月,我国国家核安全局公布了中国大陆核电厂分布图[12],根据图中数据绘制表1.1。由表可知,我国核电厂主要分布在浙江、广东、福建、江苏、辽宁、山东、广西、海南等8个沿海地区,核电设备企业主要分布在四川、上海、黑龙江、江苏、浙江和广东,我国核电建设将逐步由东部沿海向西部内陆发展,这表明我国核电发展已进入快车道,正向核电强国稳步前进。图1.2给出了我国近几年核电总发电量。
  表1.1 我国核电厂发展规划[12]
  图1.2 我国2016~2021年核电总发电量统计[13]
  “华龙一号”是我国两大核电企业中国广核集团有限公司(简称中广核)和中国核工业集团有限公司(简称中核)根据福岛核事故经验反馈以及我国和全球昀新核电安全要求研发的第三代百万千瓦级压水堆核电技术。2015年12月24日,“华龙一号”示范机组—广西防城港核电二期工程开工。2017年4月,中广核与肯尼亚核电局签署了核电培训合作框架协议和保密协议。2020年2月中广核与法国电力集团发布声明称,英国核能监管办公室和英国环境署宣告我国第三代核电技术“华龙一号”在英国的通用设计审查第三阶段工作完成,这意味着中广核主导、法国电力集团参与的英国布拉德韦尔 B(Bradwell B)项目落地。另外,印尼、南非、土耳其、哈萨克斯坦等越来越多的国家对中国的“华龙一号”产生了浓厚兴趣。目前,“华龙一号”出口,实现“走出去”成果显著,其已成为继我国高铁后的又一张“名片”。图1.3是Bradwell B项目效果图。
  图1.3 Bradwell B项目效果图[14]
  为适应新形势,世界核电技术正在不断地发展和进步。2015年,巴黎气候变化大会提出,把全球平均气温较工业化前的上升幅度控制在2℃以内。为实现碳减排目标,需要用清洁能源来替代化石能源,而水电、太阳能、风电等清洁能源易受季节、天气变化影响,不能长期稳定发电。核电是可以带基荷运行的稳定电源,且不排放二氧化碳等温室气体,是目前唯一可大规模替代化石燃料的能源选项,未来仍有很大的发展潜力。1979年三里岛核事故、1986年切尔诺贝利核事故以及2011年福岛核事故,都对社会和环境造成了重大影响,使人们对核电的安全产生担忧,因此未来核电势必将向更安全可靠的方向发展[15]。世界核电的发展还将要求进一步降低核电建设成本以及进一步减少核废料的产生量,特别是高放射性和长寿命核素的产生量,提高核电的经济性,使得核能发电成为有竞争力的清洁能源。
  目前,在运核电机组均为采用核裂变反应堆的机组,一种更为高效的核聚变反应堆也正在研发中[16]。研究表明,在高温下某些轻原子核可聚合成一个重原子核并释放出中子和大量能量,这种依靠原子核聚变反应产生能量并可控制其强度的反应堆称为可控热核聚变反应堆。在上亿摄氏度的高温下,氘和氚的原子核克服了静电作用力与外围电子分离成为离子后可聚合成一个重原子核氦-4,放出中子和大量能量(是铀裂变能量的5倍)且可持续核聚变。由于氘、氚在地球上储量丰富,氘可以从海水中提取,氚则是从土壤中常见元素金属锂里提取,核聚变电站不会产生碳,而且生成的放射性副产品也比当前的核电站更少,储存方法也更简单。因此,核聚变能具有巨大的开发潜力。核聚变电站的核反应堆失控或坍塌,也不会造成危险。这种采用可控热核聚变反应堆的核电站正在研制中,由中国、美国、欧洲、日本、俄罗斯、韩国和印度组成的国际组织正在建造国际热核聚变实验堆(International Thermo-nuclear Experiment Reactor, ITER),预计耗资100亿美元,电功率为5×105kW,有望于2025年在法国建成,并于2050年实现商业化[17]。图1.4是这种核聚变反应堆工作原理图。
  图1.4 核聚变反应堆发电站工作原理图[17]
  1.2 核电站辐射环境及辐射基本概念
  1.2.1 核电站工作原理及辐射环境
  1938年,德国科学家奥托?哈恩用中子轰击铀原子核,发现重原子核的裂变现象。当中子以一定速度与重原子核(如235U)碰撞并被其吸收后,后者会变得不稳定并分裂成两片,同时产生2~3个中子并放出热量。这些中子又去轰击其他铀原子核使其裂变并产生更多中子和热量,如此循环产生大量的热量,这种连续不断的核裂变过程称为链式反应。图1.5为核裂变示意图。若1kg235U原子完全裂变,其产生的核能相当于燃烧2700t标准煤产生的热量。
  图1.5核裂变示意图[18]
  目前,发电用核反应堆有十多种,其中技术较为成熟的有压水堆、沸水堆、石墨气冷堆、石墨轻水堆和重水堆等[19]。压水堆核电站的结构如图1.6所示,主要由反应堆、一回路系统、二回路系统及其他辅助系统组成。反应堆压力容器内有数根燃料组件,燃料棒中235U的含量约为3%,由粉末状的铀混合物烧结而成,
  图1.6压水堆核电站结构示意图[20]
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目录
目录
序言一
序言二
前言
第1章核事故与核电救灾机器人1
1.1核电站发展现状及趋势1
1.2核电站辐射环境及辐射基本概念6
1.2.1核电站工作原理及辐射环境6
1.2.2辐射基本概念及其单位表征8
1.2.3射线与物质的相互作用9
1.3核安全事故及环境分析13
1.3.1切尔诺贝利核事故13
1.3.2三里岛核事故14
1.3.3福岛核事故15
1.4核电救灾机器人发展现状16
1.4.1核电站事故中的现场环境16
1.4.2核事故类型及机器人救灾任务18
1.4.3核电救灾机器人现状分析19
1.5核电救灾机器人耐辐照性能分析22
1.5.1核电救灾机器人的关键性能22
1.5.2金属与无机材料24
1.5.3有机材料25
1.5.4半导体材料与器件26
1.6核电救灾机器人的综合防护28
1.6.1综合防护的重要性28
1.6.2防护目标和任务29
1.6.3防护策略与挑战30
参考文献31
第2章核电救灾机器人用射线辐射防护材料35
2.1辐射防护材料性能计算35
2.2.射线屏蔽材料36
2.2.1金属、合金的屏蔽性能模拟36
2.2.2钨、镍组合及钨-镍合金的屏蔽性能模拟50
2.2.3重金属粒子对复合材料屏蔽效果影响分析57
2.3辐射防护方案设计67
2.3.1辐射防护的基本原则68
2.3.2辐射防护材料屏蔽性能表征和影响因素68
2.3.3辐射防护材料设计原则69
2.3.4整体屏蔽防护69
参考文献88
第3章核电救灾机器人用中子辐射防护材料92
3.1中子屏蔽的基本概念92
3.1.1中子与物质的相互作用92
3.1.2物质对中子的屏蔽作用93
3.2中子屏蔽复合材料设计及模拟分析93
3.2.1中子屏蔽材料性能表征及模型设计93
3.2.2中子辐射屏蔽填料的选取及模拟分析96
3.2.3基体的选取及屏蔽性能模拟100
3.2.4复合材料的中子屏蔽性能模拟103
3.3环氧基中子屏蔽复合材料105
3.3.1碳化硼含量对复合材料性能的影响105
3.3.2增韧剂对复合材料力学性能的影响106
3.3.3复合材料中子屏蔽性能测试108
3.3.4中子屏蔽复合材料的热力学性能112
3.3.5中子屏蔽复合材料的耐酸碱腐蚀性能114
参考文献117
第4章核电救灾机器人电子器件辐射防护120
4.1电子元器件的发展趋势120
4.2核电救灾机器人电子器件的性能要求及现状分析121
4.2.1无源器件121
4.2.2半导体分立元件122
4.2.3模拟集成电路芯片122
4.2.4数字集成电路芯片122
4.2.5其他部件122
4.3电子器件抗辐照设计123
4.3.1辐射敏感材料或器件的抗辐照加固123
4.3.2硬件/软件的优化设计123
4.4电机驱动系统设计及试验124
4.4.1驱动器抗辐照性能评估124
4.4.2驱动器的芯片选型和电路设计136
4.4.3驱动器优化的算法和程序设计148
4.4.4驱动器的屏蔽设计及试验结果分析157
参考文献166
第5章核电救灾机器人用相变储能材料169
5.1基于相变传热的热控技术169
5.1.1相变材料及其表征169
5.1.2有机相变材料导热增强171
5.1.3相变材料的封装技术174
5.1.4相变储能材料的应用175
5.2基于相变储能材料的热防护系统设计175
5.2.1单驱动器热防护系统178
5.2.2双驱动器热防护系统179
5.2.3多驱动器热防护系统180
5.3相变储能材料性能测试183
5.3.1相变温度与潜热183
5.3.2γ射线辐射测试184
5.3.3中子辐射测试186
5.4相变材料改性187
5.4.1复合相变材料基本性能188
5.4.2复合相变材料制备189
5.4.3稳定性研究190
5.4.4质量分数对相变材料改性的影响192
5.4.5参比温度曲线法测量热物性196
参考文献199
第6章核电救灾机器人的热防护管理203
6.1热防护管理的基本要求203
6.2热防护管理方式208
6.2.1常用冷却方式208
6.2.2热防护方式的选择212
6.3常温环境热防护215
6.3.1单个驱动器常温环境热防护215
6.3.2散热形式考察216
6.3.3相变材料质量对散热效果的影响218
6.3.4热管对散热效果的影响219
6.3.5泡沫金属增强传热研究222
6.4高温环境热防护225
6.4.1双驱动器高温环境热防护225
6.4.2六驱动器高温环境热防护228
6.4.3防护系统的热评估233
6.5相变材料热防护模拟235
6.5.1模型建立235
6.5.2系统传热与相变材料熔化分析236
6.6热防护系统适用性评估238
6.6.1隔热层结构设计238
6.6.2系统适用性评估244
6.6.3质量与价格估算245
6.6.4实际方案实施设计246
6.6.5恢复性任务方案249
参考文献251
第7章核电救灾机器人防护和自清洁256
7.1辐射环境分析256
7.1.1放射性核素种类256
7.1.2腐蚀环境257
7.1.3温度与湿度257
7.2耐核辐射涂层258
7.2.1耐核辐射涂层的组成258
7.2.2耐核辐射涂层常用测试方法264
7.2.3耐核辐射涂层研究进展268
7.3耐辐照自清洁涂层269
7.3.1涂层自清洁原理270
7.3.2润湿性理论271
7.3.3自清洁性能测试方法273
7.3.4耐辐照超疏水自清洁性涂层274
7.3.5自清洁涂层的失效分析278
7.3.6自清洁涂层的改性研究281
参考文献290
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