能源是國民經濟發(fā)展的重要支柱。隨著我國國民經濟的發(fā)展，對能源的需求越來越大，如果單靠燃燒化石能源，供應量則遠不能滿足要求，又會對環(huán)境造成嚴重的污染，因此，必須發(fā)展清潔能源。核電是一種清潔、高效、優(yōu)質的能源。20世紀50年代，我國開始建立核工業(yè)體系，1985年3月我國自行設計的座300MW核電站開始建設，并在秦山核電基地投入運行，結束了大陸地區(qū)沒有核電的歷史。另外，通過引進國外先進的核電技術，經引進、消化、吸收和再創(chuàng)新，提高了我國在核電設計和建造方面的能力和水平�，F(xiàn)在我國已經掌握了第三代壓水堆的先進技術，設計了具有自主品牌的1000MW華龍一號壓水反應堆核電站，示范工程已投入建設，首堆福清核電5號機組于2020年10月21日首次達到臨界狀態(tài)，向建成投產邁出了重要一步。同時，華龍一號已在漳州核電、昌江核電等核電項目中批量化核準建設。另外，我國單機功率更大并具有自主品牌的國和一號（CAP1400）第三代壓水堆核電站在山東省榮成石島灣投入建設。至2020年9月，我國已經投入商業(yè)運行的核電機組有48臺（不包括臺灣地區(qū)），在建的核電機組有14臺。在核電的發(fā)展過程中，我們始終堅持發(fā)展與安全并重的原則，從核電站的設計、設備的制造、核電站的建造到運行管理等多個環(huán)節(jié)的質量都進行嚴格控制，以確保核電站運行的安全。在這許多環(huán)節(jié)中，建造核反應堆的材料又是基礎的環(huán)節(jié)，只有材料的性能和質量得到保證，只有采用性能更加優(yōu)良的材料，核電站的安全運行才有保障。另外，還需要研究材料在核反應堆服役過程中的性能和行為，只有掌握了這些規(guī)律才可能為開發(fā)性能更加優(yōu)良的新材料提供依據(jù)。
核反應堆材料既具有材料的通性，又具有核的特性，因而，需要把建造核反應堆所用的各種材料從材料的領域中獨立出來進行研究和討論。我國建立核工業(yè)體系半個多世紀以來，已經取得了不少重要的成果，及時對核反應堆材料方面所取得的成果進行總結是非常必要的。本書取材于國內外大量相關資料，包含了我國科研和工程技術人員取得的大量成果。
本書的內容以壓水堆的材料為主，因為壓水堆是當前我國核電發(fā)展的主要堆型，但也適當包含了與第四代核電站相關的材料，這是因為我國的實驗鈉冷快中子增殖堆已經建成，工程示范堆的土建也已經在2017年底開工，這是核能利用和發(fā)展方針中三步走（熱中子堆、快堆、聚變堆）的第二步。本書的前兩章講述核裂變燃料的問題，包括陶瓷燃料、金屬燃料和彌散型燃料，這是核反應堆中的核心材料，通過核裂變釋放出核能加以利用是核燃料中特有的問題。第3章講述核燃料元件的包殼材料鋯合金問題，由于鋯合金具有特殊的核性能，是壓水堆中一種重要的結構材料。包殼材料隔離了核燃料與冷卻劑，防止它們之間發(fā)生反應，阻止放射性物質泄漏至冷卻劑中，同時，還可將核裂變產生的熱能傳遞至冷卻劑，是核反應堆的道安全屏障。自2011年日本福島核電廠事故后，提出了發(fā)展事故容錯燃料（accident tolerance fuel， ATF）組件的需求，希望發(fā)展一種新型的包殼材料替代鋯合金，提高燃料元件在事故工況下的抵抗能力，但要實現(xiàn)這一目標還有一個漫長的過程。第4章和第5章講述核反應堆壓力容器鋼的問題，由于壓力容器是一個巨大的部件，在核反應堆中也是無法更換的部件，但是它在服役過程中因受到中子輻照，鋼的韌脆轉變溫度升高導致無法繼續(xù)使用，因而，壓力容器鋼的輻照脆化問題是制約核電站服役壽命的主要因素。第6章講述蒸汽發(fā)生器材料，蒸汽發(fā)生器是將冷卻核燃料元件過程中生成的高溫高壓一回路水通過熱交換將二回路水加熱生成無放射性的高溫高壓蒸汽的環(huán)節(jié)，它的穩(wěn)定運行與核電站的經濟性和安全性密切相關。第7章講述反應堆堆芯中各種構件所用的不銹鋼及鎳基合金等材料在高溫高壓水及中子輻照環(huán)境下的降級失效問題，這是反應堆材料在服役時所特有的問題，與核電的經濟性和安全性密切相關，也是開發(fā)新材料時應該首先關心的問題。第8章講述材料的輻照損傷問題，這是反應堆材料服役時遇到的特殊問題。材料在受到中子照射轟擊時，晶體點陣會因為原子的離位而產生缺陷和損傷，中子被原子核俘獲后又會產生各種不同的核反應，這些過程都會引起材料性質的改變。雖然在其他各章中或多或少會提到這方面的問題，但是作為反應堆材料在服役時遇到的這類重要問題，仍然有必要以獨立的章節(jié)來論述其基本規(guī)律。第9章講述中子的慢化、控制和屏蔽材料，這是保證核反應堆運行時的可控性和安全性所必需的材料，也是核反應堆中的特殊材料。第10章講述鈉冷快中子增殖堆材料，由于快堆在運行時不僅消耗核燃料，而且還可以增殖核燃料，可以將不能發(fā)生裂變的238U轉化為可裂變的239Pu，因而這種反應堆中所用的核燃料、冷卻劑及結構材料等與壓水堆的都有所不同，該章講述快堆中的核燃料和結構材料等問題。
我國核電的快速發(fā)展需要大批掌握核電工程技術的人才，除了過去少數(shù)幾所高校設置了核工程專業(yè)外，近幾年又有多所高校增設了核工程專業(yè)。在這樣的背景下，由我國科技人員撰寫出版核反應堆材料方面的書籍是非常必要的，及時總結取得的成果，便于該領域內的科研和工程技術人員及相關專業(yè)的在校師生閱讀參考。本書組織了老、中、青三代人參加撰寫，既體現(xiàn)了老一代人在發(fā)展我國核工業(yè)中做出的貢獻，也體現(xiàn)了青年一代人在我國核工業(yè)發(fā)展過程中的茁壯成長，在每一章的輯封處都注明了作者的名字，
在本書的前言中不再一一提及他們的名字。由于作者眾多，內容廣泛，
可能存在表述不妥及
文字錯誤之處，敬請讀者批評指正。
周邦新
2020年11月于上海大學
總目錄
上冊
第1章核裂變反應堆燃料龍沖生００１
第2章彌散型核燃料應詩浩３０３
中冊
第3章水冷核反應堆用鋯合金姚美意欒佰峰４５７
第4章反應堆壓力容器輻照效應及表征評價佟振峰楊文６７７
第5章核反應堆壓力容器模擬鋼熱時效過程中顯微組織的
變化王均安７５９
第6章核電站蒸汽發(fā)生器材料夏爽８６１
下冊
第7章壓水堆核電站核島主設備材料在高溫水中的應力腐蝕
開裂呂戰(zhàn)鵬９４５
第8章材料輻照效應賀新福楊文１０６５
第9章核反應堆控制、慢化和冷卻劑材料焦擁軍１２０３
第10章快中子反應堆堆型材料謝光善１２７３
索引１３９３
上冊目錄
上冊目錄
第1章核裂變反應堆燃料龍沖生００1
1.1裂變反應堆燃料概論００3
1.1.1主要核反應及能量轉換００3
1.1.2裂變產物００6
1.1.3燃耗００8
1.1.4燃料輻照的一般現(xiàn)象００9
1.1.5對燃料的一般要求０16
1.1.6燃料的分類０19
1.2陶瓷燃料０19
1.2.1陶瓷燃料的種類０20
1.2.2燃料基本性能０25
1.2.3陶瓷燃料的輻照行為０45
1.2.4應用經驗０84
1.2.5制造工藝０86
1.3金屬燃料126
1.3.1金屬燃料的基本性質126
1.3.2金屬燃料的輻照行為197
1.3.3金屬燃料的使用經驗217
1.3.4金屬燃料的制造220
1.4可燃毒物燃料227
1.4.1可燃毒物燃料原理228
1.4.2可燃毒物的要求230
1.4.3可燃毒物的使用方式231
1.4.4可燃毒物燃料的制造233
1.4.5應用經驗238
1.5釷基燃料240
1.5.1釷/鈾循環(huán)的特點241
1.5.2釷基燃料性能249
1.5.3釷燃料應用經驗267
1.5.4釷基燃料的制造268
1.6液體燃料272
1.6.1液體燃料的優(yōu)勢273
1.6.2液體燃料的性能277
1.6.3運行經驗293
參考文獻295
第2章彌散型核燃料應詩浩303
2.1概述305
2.2彌散型燃料的研究開發(fā)和應用306
2.2.1動力堆彌散型燃料306
2.2.2研究試驗堆燃料313
2.3彌散型燃料理論325
2.3.1裂變碎片損傷區(qū)325
2.3.2理想彌散體330
2.3.3實際彌散型燃料333
2.4燃料元件的研究開發(fā)和鑒定337
2.4.1階段： 候選燃料選擇339
2.4.2第二階段： 概念設計和可行性研究340
2.4.3第三階段： 燃料設計改進和評價341
2.4.4第四階段： 燃料鑒定和示范343
2.5彌散型燃料制造344
2.5.1燃料元件的制造研究開發(fā)344
2.5.2燃料芯體制備346
2.5.3彌散型燃料元件制造和燃料組件組裝359
2.6彌散型燃料的熱物理性能、力學性能和化學相容性370
2.6.1熱物理性能371
2.6.2力學性能378
2.6.3化學相容性383
2.6.4固有安全的燃料設計400
2.7彌散型燃料的輻照穩(wěn)定性403
2.7.1鈾化物輻照的正常腫脹和加速腫脹403
2.7.2正常輻照腫脹404
2.7.3加速輻照腫脹（起泡等）410
2.7.4各種彌散型燃料的起泡閾值溫度總結440
2.7.5提高燃料元件起泡閾值溫度的途徑443
參考文獻448
核反應堆材料（中冊）
第3章水冷核反應堆用鋯合金姚美意欒佰峰457
3．1鋯的基本性質459
3．1．1晶體結構459
3．1．2核性能460
3．1．3物理性能460
3．1．4化學性能461
3．1．5力學性能462
3．2鋯的合金化463
3．2．1合金元素選擇的原則463
3．2．2鋯合金相圖464
3．2．3鋯合金的發(fā)展477
3．3鋯和鋯合金的制備482
3．3．1核級海綿鋯的制備482
3．3．2鋯合金型材的制備485
3．4鋯合金的顯微組織493
3．4．1鋯合金的典型顯微組織特征493
3．4．2鋯合金中典型的第二相497
3．5鋯合金的腐蝕行為505
3．5．1堆外腐蝕試驗時常用的水化學條件及
腐蝕規(guī)律506
3．5．2合金成分對鋯合金耐腐蝕性能的影響509
3．5．3熱加工工藝對鋯合金耐腐蝕性能的影響524
3．5．4水化學對鋯合金耐腐蝕性能的影響529
3．5．5其他因素對鋯合金耐腐蝕性能的影響530
3．6氧化膜特性與鋯合金耐腐蝕性能之間的關系534
3．6．1ZrO2的相結構變化和特征534
3．6．2鋯合金氧化膜的典型顯微組織及其演化行為536
3．6．3鋯合金中第二相的氧化行為557
3．6．4鋯合金的耐腐蝕性能與氧化膜中的應力和缺陷
之間的關系567
3．6．5氧化膜生長各向異性特征570
3．6．6鋯合金的初期氧化行為572
3．6．7鋯合金氧化膜中和O／M界面處元素分布特征的
APT研究580
3．7鋯合金腐蝕的相關機理584
3．7．1腐蝕轉折機理585
3．7．2癤狀腐蝕機理585
3．7．3ZrSn系鋯合金在LiOH水溶液中腐蝕加速的
機理588
3．7．4ZrNb系鋯合金在LiOH水溶液中腐蝕加速的
機理589
3．8鋯合金的吸氫行為592
3．8．1氫的固溶度592
3．8．2氫化物析出行為593
3．8．3腐蝕吸氫594
3．8．4氫致延遲開裂605
3．9鋯合金的力學性能610
3．9．1鋯合金拉伸性能610
3．9．2鋯合金的熱蠕變性能616
3．9．3疲勞性能628
3．10鋯合金在反應堆內的行為638
3．10．1輻照效應和輻照損傷638
3．10．2堆內的腐蝕和吸氫行為648
3．10．3鋯合金包殼和燃料芯體的相互作用653
3．10．4鋯合金包殼在失水事故下的行為655
3．11展望660
參考文獻662
第4章反應堆壓力容器輻照效應及表征評價佟振峰楊文677
4．1反應堆壓力容器概述679
4．1．1反應堆壓力容器設計680
4．1．2反應堆壓力容器材料686
4．2反應堆壓力容器材料輻照脆化機制693
4．2．1中子輻照引起的基體缺陷694
4．2．2溶質原子沉淀物696
4．2．3磷元素的偏析701
4．2．4壓力容器鋼輻照脆化的影響因素702
4．3輻照對壓力容器鋼力學性能的影響708
4．3．1壓力容器鋼力學性能概述708
4．3．2壓力容器的斷裂失效模式711
4．3．3輻照后材料力學性能的測試技術712
4．3．4輻照硬化與輻照脆化720
4．4在役反應堆壓力容器的性能評估727
4．4．1壓力容器材料輻照后關注的力學性能728
4．4．2壓力容器監(jiān)督項目728
4．4．3中子參數(shù)測量733
4．4．4輻照溫度監(jiān)測734
4．4．5目前用于評估壓力容器脆化的方法735
4．4．6壓力容器的船型取樣740
4．4．7壓力容器的退火和再輻照742
4．5輻照對壓力容器運行的影響744
4．5．1輻照對壓力容器運行影響的概述744
4．5．2反應堆壓力容器完整性調整參數(shù)746
4．5．3斷裂韌性曲線748
4．5．4壓力溫度運行限值曲線751
4．5．5承壓熱沖擊753
4．5．6緩解措施753
4．5．7許可事項754
參考文獻754
第5章核反應堆壓力容器模擬鋼熱時效過程中顯微組織的
變化王均安759
5．1RＰV模擬鋼熱時效過程中原子團簇析出行為762
5．1．1富銅原子團簇析出初期特征762
5．1．2富銅原子團簇長大過程中的成分變化767
5．1．3納米富銅相析出及長大過程中晶體結構的
變化771
5．1．4富銅析出相的晶體結構、尺寸大小與化學成分
之間的相關性795
5．2合金元素和雜質元素磷對RＰV模擬鋼中富銅原子團簇
析出的影響797
5．2．1鎳的影響797
5．2．2鎳和錳的影響803
5．2．3硅的影響810
5．2．4磷的影響815
5．2．5RＰV模擬鋼熱時效過程中CuNiMnSi
團簇的形成816
5．3缺陷對富銅原子團簇析出過程的影響822
5．4溶質和雜質原子在晶界以及相界面的偏聚特征822
5．4．1相界面處不同元素原子的偏聚823
5．4．2Fe晶界處不同元素原子的偏聚833
5．4．3位錯處幾種元素原子的偏聚838
5．4．4熱時效過程中磷在相界面上的偏聚842
5．5納米富銅相的析出對RＰV模擬鋼韌脆轉變溫度的
影響848
5．6納米富銅相的變形行為850
5．6．1未變形的納米富銅相851
5．6．2滑移變形的納米富銅相852
5．6．3孿生變形的納米富銅相853
5．6．4形變誘發(fā)相變的納米富銅相854
參考文獻856
第6章核電站蒸汽發(fā)生器材料夏爽861
6．1蒸汽發(fā)生器的作用及結構863
6．2輕水堆SG傳熱管材料866
6．2．1傳熱管選材的演變866
6．2．2傳熱管的加工制造簡介874
6．2．3傳熱管的特殊熱處理對晶界碳化物析出及晶界
貧鉻的影響876
6．2．4鎳基合金的有序化888
6．2．5晶界工程在傳熱管材料中的應用890
6．3SG傳熱管與管板的連接方式894
6．4SG支撐板的材料及設計895
6．5SG傳熱管在高溫高壓水中的性能降級896
6．5．1SG傳熱管內／外側水化學899
6．5．2鎳基合金在高溫高壓水中形成的氧化膜903
6．5．3應力腐蝕開裂912
6．5．4腐蝕疲勞926
6．5．5傳熱管的微動磨損、磨損以及減薄928
6．5．6點蝕929
6．5．7凹陷930
6．5．8耗蝕930
6．6部分第四代核電反應堆SG材料930
6．6．1快堆SG主要材料931
6．6．2高溫氣冷堆SG材料932
參考文獻933
核反應堆材料（下冊）
下冊目錄
第7章壓水堆核電站核島主設備材料在高溫水中的應力腐蝕
開裂呂戰(zhàn)鵬945
7.1前言947
7.1.1壓水堆核電站核島主設備構件材料948
7.1.2壓水堆核電站冷卻劑的水化學條件951
7.1.3壓水堆核電站核島主設備典型構件材料的環(huán)境
損傷951
7.2壓水堆核電站核島主設備典型構件的應力腐蝕開裂952
7.2.1鎳基合金及焊接金屬構件952
7.2.2不銹鋼構件956
7.2.3反應堆堆內構件輻照促進應力腐蝕開裂簡介957
7.3不銹鋼與焊接金屬應力腐蝕開裂的特征及其影響因素964
7.3.1微結構與預形變的影響 965
7.3.2溫度對應力腐蝕開裂的影響987
7.3.3載荷對應力腐蝕開裂的影響992
7.3.4水介質中溶解氫和溶解氧對應力腐蝕開裂的
影響993
7.4鎳基合金與焊接金屬應力腐蝕開裂特征及影響因素1007
7.4.1材料特性對應力腐蝕開裂的影響1007
7.4.2環(huán)境因素對應力腐蝕開裂的影響1030
7.5核電站核島主設備材料在高溫水中應力腐蝕開裂機理
及其預測模型1039
7.5.1應力腐蝕開裂模型及主要特征1040
7.5.2高溫水中應力腐蝕開裂力學電化學耦合機制及
裂紋擴展模型1043
7.5.3基于形變/氧化交互作用應力腐蝕開裂模型的
適用性分析1048
7.5.4基于形變/氧化交互作用應力腐蝕開裂模型的
應用驗證1055
參考文獻1058
第8章材料輻照效應賀新福楊文1065
8.1材料輻照效應簡介1067
8.1.1材料輻照損傷的基本過程1068
8.1.2材料輻照效應發(fā)展歷史、現(xiàn)狀及趨勢1070
8.1.3材料輻照效應的研究方法1071
8.2粒子與物質相互作用1072
8.2.1二體碰撞過程及能量傳遞1074
8.2.2級聯(lián)碰撞1082
8.2.3損傷速率及損傷劑量1091
8.2.4表面損傷1092
8.3點缺陷特性及微觀結構演化1093
8.3.1點缺陷的特征及相互作用1094
8.3.2點缺陷與位錯、晶界等相互作用1101
8.3.3微觀結構演化與速率理論1103
8.4輻照硬化與脆化1114
8.4.1輻照硬化微觀機理1116
8.4.2RPV鋼的輻照硬化與脆化1119
8.4.3鐵素體/馬氏體鋼的輻照硬化與脆化1122
8.4.4輻照后奧氏體不銹鋼的拉伸性能1127
8.5輻照腫脹與輻照蠕變1130
8.5.1輻照腫脹1131
8.5.2輻照蠕變1149
8.5.3輻照腫脹與蠕變的關系1180
8.6輻照生長與輻照疲勞1183
8.6.1輻照生長1183
8.6.2輻照疲勞1186
8.7模擬輻照技術1189
8.7.1電子輻照1189
8.7.2離子輻照1191
8.8輻照損傷的多尺度模擬1192
8.8.1歐盟RPV鋼輻照脆化多尺度模擬1193
8.8.2美國RPV鋼輻照脆化多尺度模擬1196
參考文獻1197
第9章核反應堆控制、慢化和冷卻劑材料焦擁軍1203
9.1控制材料1205
9.1.1對控制材料的要求1206
9.1.2銀銦鎘1207
9.1.3含有硼的控制材料1212
9.1.4硼酸1217
9.1.5鉿1220
9.1.6釓1234
9.2慢化劑1237
9.2.1中子慢化的基本原理1238
9.2.2重水1247
9.2.3石墨1252
9.2.4鈹和其他慢化劑材料1257
9.3冷卻劑材料1262
9.3.1主要功能和要求1262
9.3.2輕水及其蒸汽1265
9.3.3二氧化碳和氦氣1267
9.3.4液態(tài)金屬鈉1270
參考文獻1272
第10章快中子反應堆堆型材料謝光善1273
10.1概論1275
10.1.1快堆和熱堆1275
10.1.2有效利用鈾資源1277
10.1.3快堆燃料組件結構1280
10.1.4燃料組件制造1284
10.1.5燃料后處理1286
10.2快堆燃料1287
10.2.1燃料選擇準則1288
10.2.2燃料發(fā)展史1288
10.2.3混合氧化物燃料1291
10.2.4混合氧化物燃料堆內性能1293
10.2.5氧化物燃料化學1330
10.2.6先進型快堆燃料1333
10.3快堆結構材料1337
10.3.1選材準則1338
10.3.2結構材料發(fā)展史1340
10.3.3奧氏體不銹鋼的晶體結構1346
10.3.4奧氏體不銹鋼的輻照性能1347
10.3.5包殼腐蝕1365
10.3.6高鎳合金1369
10.3.7鐵素體馬氏體鋼1371
10.4燃料棒破損1375
10.4.1破損的產生1375
10.4.2燃料棒破損前的T0狀態(tài)1377
10.4.3氣體泄漏和鈉進入1378
10.4.4氧化物燃料與鈉反應及其后果1379
10.4.5包殼破損和DND信號1380
10.5燃料組件性能1383
10.5.1外套管形變1384
10.5.2燃料棒束性能1389
參考文獻1391
索引1393
書單推薦
