诺森核能用结构合金

章 水冷裂变反应堆中结构材料综述 1

1.1　引言 1

1.2　轻水反应堆环境和主要退化模式 9

1.2.1　热老化与疲劳 9

1.2.2　辐照 9

1..　水环境 11

1.3　轻水反应堆用关键结构材料综述 12

1.3.1　锆合 12

1.3.2　奥氏体不锈钢 13

1.3.3　铸造奥氏体不锈钢 14

1.3.4　镍合 15

1.3.5　低合金钢 17

参考文献 19

第2章 第四代裂变核反应堆系统和结构材料运行环境综述 22

2.1　引言

2.2　液态金属冷却快堆

2.2.1　钠冷快堆（SFR）——总体设计与应用

2.2.2　铅冷快堆（LFR） 29

.　氦冷堆 35

..1　超高温反应堆（VHTR） 35

..2　气冷快堆 38

2.4　第四代裂变反应堆系统 39

2.4.1　熔盐燃料反应堆（MSR） 39

2.4.2　熔盐冷却反应堆 41

2.4.3　超临界水冷反应堆（SCWR） 42

2.4.4　总结 44

参考文献 44

第3章 聚变核反应堆系统和结构材料运行环境综述 50

3.1　引言 51

3.2　基础物理学概述 51

3.2.1　聚变反应周围材料的中子和热负荷 53

3.3　核聚变环境中材料退化的基础 54

3.3.1　与裂变环境的比较 56

3.4　MCF.和.ICF.概念型设计的概述 58

3.4.1　MCF.概念型电厂设计 59

3.4.2　ICF.概念型电厂设计 62

3.5　壁/包覆层结构材料的选择 64

3.5.1　RAF/M.钢 64

3.5.2　纳米结构铁素体合金 69

3.5.3　钒合金 71

3.5.4　连续.SiC.纤维.SiC.陶瓷基复合材料 73

3.5.5　氦在聚变结构材料中的作用 75

3.6　偏滤器/限幅器应用材料 80

3.6.1　钨及钨合金 80

3.6.2　碳纤维复合材料 84

3.6.3　液壁 86

3.7　真空容器（VV）材料 87

3.8　磁结构材料 89

参考文献 90

第4章 微观结构、力学计算热力学研究工具 98

4.1　简介 99

4.1.1　背景 99

4.1.2　辐照材料表征 101

4.2　微观结构工具 102

4.2.1　辐照诱导微观结构 102

4.2.2　微观结构工具 104

4..　显微学 105

4.2.4　原子探针层析技术 111

4.2.5　中子小角散（SANS） 119

4.2.6　基于正湮没谱学的技术 1

4.2.7　微结构技术小结 127

4.3　基于小尺寸试样测试辐照材料的力学能 127

4.3.1　引言 127

4.3.2　小尺寸试样拉伸测试 128

4.3.3　显微硬度测试 130

4.3.4　辐照脆化实验：转变温度移位与断裂韧 131

4.3.5　辐照硬化-脆化关系 135

4.3.6　纳米尺度下的力学测试数据 135

4.3.7　小结 136

4.4　计算合金设计与优化 137

4.4.1　引言 137

4.4.2　合金优化 137

4.4.3　合金选择与设计 139

4.4.4　动力学和力学能模拟 140

4.4.5　小结 141

参考文献 141

第5章 反应堆用结构合金中的辐照及热机械退化效应 161

5.1　概述 162

5.2　热机械能退化过程 164

5.2.1　热老化 164

5.2.2　热蠕变 165

5..　疲劳和蠕变疲劳 168

5.3　辐照硬化和脆化 171

5.3.1　与辐照剂量相关的低温辐照硬化和塑降低 171

5.3.2　与温度相关的辐照硬化和塑降低 173

5.3.3　低温辐照脆化 173

5.4　辐照诱发相和微量化学变化 175

5.4.1　非晶化 176

5.4.2　辐照和诱发偏聚（及析出） 177

5.5　辐照改和应力改作下的腐蚀和开裂现象 181

5.6　辐照诱发的尺寸不稳定 14

5.6.1　空穴肿胀 184

5.6.2　辐照蠕变 187

5.6.3　辐照生长 189

5.7　高温氦脆 190

5.8　结论 194

致谢 195

参考文献 195

第6章 当代和下一代核反应堆的腐蚀问题 211

6.1　核反应堆系统的腐蚀 212

6.1.1　腐蚀类型 212

6.1.2　核反应堆系统的运行条件 213

6.2　水冷堆的腐蚀 215

6.2.1　亚临界水 215

6.2.2　超临界水 220

6.3　氦冷堆的腐蚀 2

6.3.1　VHTR.环境中的氧化 224

6.3.2　VHTR.环境中的脱碳 225

6.3.3　VHTR.环境中的渗碳 227

6.3.4　内氧化 227

6.3.5　问题 228

6.4　熔盐堆和液态金属堆的腐蚀 228

6.4.1　熔盐 229

6.4.2　钠 5

6.4.3　铅合金

参考文献 240

扩展阅读 245

第7章 轻水堆燃料包壳和堆芯构件用锆合金 247

7.1 锆合金概述 248

7.2 制造和微观结构 251

7.2.1　概述 251

7.2.2　晶格结构及第二相粒子 252

7..　锆合金的加工与制造 253

7.2.4　锆合金的各向异 254

7.2.5　织构 254

7.3 腐蚀和积垢 257

7.3.1　概述 257

7.3.2　锆合金腐蚀 257

7.3.3　燃料棒积垢 258

7.3.4　PWR.冷却剂化学 259

7.3.5　BWR.冷却剂化学 260

7.3.6　严重腐蚀和积垢引起的燃料组件破坏 261

7.4 氢化和机械完整 262

7.4.1　概述 262

7.4.2　氢化对未辐照合金力学能的影响 262

7.4.3　氢化对辐照力学能的影响 264

7.4.4　氢化物对事故后瞬态力学能的影响 269

7.5 辐照效应 269

7.5.1　概述 269

7.5.2　辐照对耐蚀的影响 271

7.5.3　辐照硬化和脆化 271

7.5.4　辐照生长 272

7.5.5　辐照蠕变 273

7.6 破坏机制 274

7.6.1　概述 274

7.6.2　碎片磨损 275

7.6.3　格架-燃料棒微动磨损（GTRF） 276

7.6.4　芯块-包壳力学相互作用（PCMI） 276

7.6.5　芯块-包壳相互作用-应力腐蚀开裂(PCI-SCC) 277

7.6.6　不常见的破坏机制 278

7.7 总结 279

参考文献 281

第8章 奥氏体不锈钢 290

8.1　概述 291

8.2　在轻水反应堆和第四代反应堆中的应用 292

8.2.1　轻水反应堆 292

8.2.2　钠冷快堆 292

8.3　辐照诱发的冶金变化 295

8.3.1　辐照诱发元素偏聚 296

8.3.2　位错显微结构 299

8.3.3　相稳定 300

8.3.4　嬗变 302

8.4　辐照诱发的力学变化退化模式 305

8.4.1　辐照硬化 305

8.4.2　断裂韧降低和脆化 306

8.4.3　高温氦脆 308

8.4.4　空洞肿胀 309

8.4.5　辐照蠕变和疲劳 311

8.4.6　堆内蠕变能 314

8.5　裂变燃料芯块-包壳交互作用(PCI)/燃料-包壳化学交互作用(FCCI) 316

8.6　与冷却介质的化学相容 318

8.7　应力腐蚀开裂 320

8.7.1　BWR.中的.SCC 320

8.7.2　PWR.中的.IGSCC 320

8.8　水环境和辐照的综合作用 3

8.8.1　辐照加速应力腐蚀开裂 3

8.8.2　辐照加速腐蚀 329

8.8.3　腐蚀疲劳 329

8.8.4　氢脆 331

8.8.5　断裂韧 332

8.9　总结与展望 334

参考文献 337

扩展阅读 348

第9章 镍合在反应堆堆内构件和蒸汽发生器中的应用 349

9.1　概述 350

9.2　物理冶金 351

9.3　热机械处理 355

9.4　连接 356

9.5　力学能 358

9.6　断裂模式 359

9.7　形变机制（屈服应力和蠕变强度） 361

9.8　应力腐蚀开裂 364

9.9　第四代反应堆用镍合 366

9.10　与冷却剂的化学相容 367

9.11　镍合的辐照损伤和气体产生 368

9.12　镍合的辐照硬化/软化和塑损失 375

9.12.1　CANDU.反应堆 376

9.12.2　轻水反应堆 380

9.1.　快堆 381

9.12.4　质子辐照设施 382

9.12.5　离子辐照设施 387

9.13　氢脆 387

9.14　氦脆 388

9.15　点缺陷 391

9.16　辐照蠕变和应力弛豫 393

9.17　疲劳和蠕变疲劳 395

9.17.1　疲劳 395

9.17.2　蠕变-疲劳变形 396

9.18　总结 397

致谢 398

参考文献 398

0章 低合金钢 409

10.1　低合金钢的成分、制造和能 410

10.1.1　低合金钢类型和成分 410

10.1.2　LWR.的设计和制造 414

10.1.3　微观组织和能 420

10.2　低合金钢的主要应用 424

10.2.1　反应堆压力容器 424

10.2.2　压力容器 425

10..　管道 425

10.3　能 427

10.3.1　监管法规和结构完整评估（SIA） 427

10.3.2　服役退化 434

10.3.3　能问题 462

10.4　目前发展和未来展望 463

10.4.1　改进的全寿命韧预测 463

10.4.2　改进的材料 465

10.4.3　问题 466

参考文献 466

1章 铁素体和回火马氏体钢 482

11.1　铁素体/马氏体钢发展历史简述：成分与组成 482

11.2　铁素体/马氏体钢在第四代核能系统和聚变堆中的应用 485

11.3　环境促进开裂 486

11.4　与液态金属冷却剂的相容 47

11.5　辐照硬化和软化、脆化、疲劳和热蠕变 490

11.5.1　辐照硬化和软化 491

11.5.2　辐照脆化-快速断裂 497

11.5.3　疲劳 502

11.5.4　热蠕变 504

11.6　氦效应 505

11.7　空洞肿胀和辐照蠕变 508

11.7.1　空洞肿胀 508

11.7.2　辐照蠕变 510

11.8　提高能的未来展望 512

参考文献 513

2章 纳米氧化物弥散强化钢 525

12.1　概述 526

12.2　氧化物弥散强化（ODS）合金简史 528

1.　核用纳米氧化物弥散强化（NODS）铁合的一些关键特概述 529

1..1　未辐照合金的力学能 529

1..2　合金稳定与辐照效应综述 530

1..　空洞肿胀和氦效应 531

1..4　纳米氧化物强化（NODS）问题 532

12.4　纳米结构铁素体合金（NFA）和纳米结构回火马氏体钢（NMS）的成分和制备工艺概述 532

12.4.1　合金成分、相图和相变过程 532

12.4.2　预固结处理 534

12.4.3　致密化 536

12.4.4　变形加工与管材制备 537

12.4.5　变形过程中的织构和损伤机制 538

12.4.6　焊接 540

12.4.7　可选用的成分和加工工艺 542

12.4.8　加工和制造小结 542

12.5　纳米氧化物（NO）的特点和功能 542

12.5.1　纳米氧化物（NO）统计资料 542

12.5.2　纳米氧化物（NO）的质 544

12.5.3　纳米氧化物（NO）功能和与氦（He）的相互作用 545

12.5.4　小结 547

12.6　力学能 547

12.6.1　静态拉伸强度和塑 547

12.6.2　蠕变 549

12.6.3　快速断裂和疲劳 551

12.7　热老化与辐照效应 554

12.7.1　热老化效应 555

12.7.2　辐照对微观结构的影响概述 557

12.7.3　纳米氧化物的辐照稳定 557

12.7.4　位错环 558

12.7.5　溶质偏聚、聚集和析出 559

12.7.6　空穴和肿胀 561

12.7.7　辐照对强度和韧的影响 565

12.7.8　辐照对能的影响 567

12.7.9　热老化与辐照效应总结 567

12.8　建模 567

12.9　未来展望 569

参考文献 570

3章 难熔合金：钒、铌、钼、钨 584

13.1　引言 585

13.2　难熔合金生产的实际路线 586

13.2.1　钒 586

13.2.2　铌 589

13..　核级钼的制造 590

13.2.4　钨和钨合金生产流程 594

13.3　加工态力学能 598

13.3.1　钒 598

13.3.2　铌的加工态力学能 604

13.3.3　钼的加工态力学能 605

13.3.4　钨的加工态力学能 608

13.4　辐照后的力学能 611

13.4.1　钒辐照后的力学能 611

13.4.2　铌辐照后的力学能 618

13.4.3　钼辐照后的力学能 621

13.4.4　钨辐照后的力学能 625

13.4.5　总结与结论 628

参考文献 630

索引 639

（美）G·罗伯特·奥德特（G. Robert Odette），在麻省理工学院核工程专业获硕士和博士，加州大学圣巴巴拉分校化学工程系教授，美矿、金属及材料学会（TMS）会员及美国核学会（ANS）会员。曾获TMS年度结构材料科学家奖，ANS Mishima奖。主要研究方向为固体力学，材料与结构等。Dr. Steven J. Zinkle，1985年博士于威斯康星大学核工程专业, 美国工程院院士，田纳西大学诺克斯维尔分校核工程系教授，原橡树岭实验室（ORNL）材料科学与技术部主任。现任Journal of Nuclear Materials 编辑，科学院材料与制造委员会成员，主要研究方向为结构材料的物理冶金，离子和中子辐照对微观结构的影响，金属和陶瓷的物理和机械能，聚变和裂变反应堆材料，及变形和断裂机理。

本书概述了水冷裂变反应堆、第四代裂变反应堆以及聚变反应堆用结构材料；当前可用的研究工具，分析检测核电结构材料的微观结构和力学利用计算热力学设计新型高能合金；辐引起的材料显微组织和变化辐照环境下材料的腐蚀、疲劳、氢脆等；反应堆压力容器的低合金钢的制备；回火铁素体/马氏体钢的发展；纳米级氧化物弥散强化铁素体/马氏体钢的加工方法和以难熔合金的制备。本书对从事核电反应堆材料和反应堆设计、研究、运行、生产和教学以及相关材料专业的科技人员、生、都有重要的参考价值。

1.本书介绍了水冷裂变反应堆、第四代裂变反应堆以及聚变反应堆用结构材料；当前可用的研究工具，分析检测核电结构材料的微观结构和力学利用计算热力学设计新型高能合金；辐引起的材料显微组织和变化辐照环境下材料的腐蚀、疲劳、氢脆等；反应堆压力容器的低合金钢的制备；回火铁素体/马氏体钢的发展；纳米级氧化物弥散强化铁素体/马氏体钢的加工方法和以难熔合金的制备。

2.目前国内尚未见到这方面的书，这对该领域的研究人员具有参考价值。

3.本书由我国材料科学家李依依院士领衔，包含杰青、万人计划领军人才在内国内众多知名专家参与翻译，能充分保本的高质量和高影响力，预期本书将在行业内引起众多的关注。