第1章 水冷裂變反應堆中結構材料綜述 11.1引言 11.2輕水反應堆環境和主要退化模式 91.2.1熱老化與疲勞 91.2.2輻照 91.2.3水環境 111.3輕水反應堆用關鍵結構材料綜述 121.3.1鋯基合金 121.3.2奧氏體不鏽鋼 131.3.3鑄造奧氏體不鏽鋼 141.3.4鎳基合金 151.3.5低合金鋼 17參考文獻 19第2章 第四代裂變核反應堆繫統和結構材料運行環境綜述 222.1引言 232.2液態金屬冷卻快堆 232.2.1鈉冷快堆（SFR）——總體設計與應用 232.2.2鉛冷快堆（LFR） 292.3氦冷堆 352.3.1超高溫反應堆（VHTR） 352.3.2氣冷快堆 382.4其他第四代裂變反應堆繫統 392.4.1熔鹽燃料反應堆（MSR） 392.4.2熔鹽冷卻反應堆 412.4.3超臨界水冷反應堆（SCWR） 422.4.4總結 44參考文獻 44第3章 聚變核反應堆繫統和結構材料運行環境綜述 503.1引言 513.2基礎物理學概述 513.2.1聚變反應周圍材料的中子和熱負荷 533.3核聚變環境中材料退化的基礎 543.3.1與裂變環境的比較 563.4MCF.和.ICF.概念型設計的概述 583.4.1MCF.概念型電廠設計 593.4.2ICF.概念型電廠設計 623.5壁/包覆層結構材料的選擇 643.5.1RAF/M.鋼 643.5.2納米結構鐵素體合金 693.5.3釩合金 713.5.4連續.SiC.纖維增強.SiC.陶瓷基復合材料 733.5.5氦在聚變結構材料中的作用 753.6偏濾器/限幅器應用材料 803.6.1鎢及鎢合金 803.6.2碳纖維復合材料 843.6.3液壁 863.7真空容器（VV）材料 873.8磁性結構材料 89參考文獻 90第4章 微觀結構、力學性能及計算熱力學研究工具 984.1簡介 994.1.1背景 994.1.2輻照材料表征 1014.2微觀結構工具 1024.2.1輻照誘導微觀結構 1024.2.2微觀結構工具 1044.2.3電子顯微學 1054.2.4原子探針層析技術 1114.2.5中子小角散射（SANS） 1194.2.6基於正電子湮沒譜學的技術 1234.2.7微結構技術小結 1274.3基於小尺寸試樣測試輻照材料的力學性能 1274.3.1引言 1274.3.2小尺寸試樣拉伸測試 1284.3.3顯微硬度測試 1304.3.4輻照脆化實驗：轉變溫度移位與斷裂韌性 1314.3.5輻照硬化-脆化關繫 1354.3.6納米尺度下的力學測試數據 1354.3.7小結 1364.4計算合金設計與優化 1374.4.1引言 1374.4.2合金優化 1374.4.3合金選擇與設計 1394.4.4動力學和力學性能模擬 1404.4.5小結 141參考文獻 141第5章 反應堆用結構合金中的輻照及熱機械退化效應 1615.1概述 1625.2熱機械性能退化過程 1645.2.1熱老化 1645.2.2熱蠕變 1655.2.3疲勞和蠕變疲勞 1685.3輻照硬化和脆化 1715.3.1與輻照劑量相關的低溫輻照硬化和塑性降低 1715.3.2與溫度相關的輻照硬化和塑性降低 1735.3.3低溫輻照脆化 1735.4輻照誘發相和微量化學變化 1755.4.1非晶化 1765.4.2輻照增強和誘發偏聚（及析出） 1775.5輻照改性和應力改性作用下的腐蝕和開裂現像 1815.6輻照誘發的尺寸不穩定性 1845.6.1空穴腫脹 1845.6.2輻照蠕變 1875.6.3輻照生長 1895.7高溫氦脆 1905.8結論 194致謝 195參考文獻 195第6章 當代和下一代核反應堆的腐蝕問題 2116.1核反應堆繫統的腐蝕 2126.1.1腐蝕類型 2126.1.2核反應堆繫統的運行條件 2136.2水冷堆的腐蝕 2156.2.1亞臨界水 2156.2.2超臨界水 2206.3氦冷堆的腐蝕 2236.3.1VHTR.環境中的氧化 2246.3.2VHTR.環境中的脫碳 2256.3.3VHTR.環境中的滲碳 2276.3.4內氧化 2276.3.5其他問題 2286.4熔鹽堆和液態金屬堆的腐蝕 2286.4.1熔鹽 2296.4.2鈉 2356.4.3鉛合金 238參考文獻 240擴展閱讀 245第7章 輕水堆燃料包殼和堆芯構件用鋯合金 2477.1 鋯合金概述 2487.2 制造和微觀結構 2517.2.1概述 2517.2.2晶格結構及第二相粒子 2527.2.3鋯合金的加工與制造 2537.2.4鋯合金的各向異性 2547.2.5織構 2547.3 腐蝕和積垢 2577.3.1概述 2577.3.2鋯合金腐蝕 2577.3.3燃料棒積垢 2587.3.4PWR.冷卻劑化學 2597.3.5BWR.冷卻劑化學 2607.3.6嚴重腐蝕和積垢引起的燃料組件破壞 2617.4 氫化和機械完整性 2627.4.1概述 2627.4.2氫化對未輻照合金力學性能的影響 2627.4.3氫化對輻照力學性能的影響 2647.4.4氫化物對事故後瞬態力學性能的影響 2697.5 輻照效應 2697.5.1概述 2697.5.2輻照對耐蝕性的影響 2717.5.3輻照硬化和脆化 2717.5.4輻照生長 2727.5.5輻照蠕變 2737.6 破壞機制 2747.6.1概述 2747.6.2碎片磨損 2757.6.3格架-燃料棒微動磨損（GTRF） 2767.6.4芯塊-包殼力學相互作用（PCMI） 2767.6.5芯塊-包殼相互作用-應力腐蝕開裂(PCI-SCC) 2777.6.6不常見的破壞機制 2787.7 總結 279參考文獻 281第8章 奧氏體不鏽鋼 2908.1概述 2918.2在輕水反應堆和第四代反應堆中的應用 2928.2.1輕水反應堆 2928.2.2鈉冷快堆 2928.3輻照誘發的冶金變化 2958.3.1輻素偏聚 2968.3.2位錯顯微結構 2998.3.3相穩定性 3008.3.4嬗變 3028.4輻照誘發的力學性能變化及退化模式 3058.4.1輻照硬化 3058.4.2斷裂韌性降低和脆化 3068.4.3高溫氦脆 3088.4.4空洞腫脹 3098.4.5輻照蠕變和疲勞 3118.4.6堆內蠕變性能 3148.5裂變燃料芯塊-包殼交互作用(PCI)/燃料-包殼化學交互作用(FCCI) 3168.6與冷卻介質的化學相容性 3188.7應力腐蝕開裂 3208.7.1BWR.中的.SCC 3208.7.2PWR.中的.IGSCC 3208.8水環境和輻照的綜合作用 3238.8.1輻照加速應力腐蝕開裂 3238.8.2輻照加速腐蝕 3298.8.3腐蝕疲勞 3298.8.4氫脆 3318.8.5斷裂韌性 3328.9總結與展望 334參考文獻 337擴展閱讀 348第9章 鎳基合金在反應堆堆內構件和蒸汽發生器中的應用 3499.1概述 3509.2物理冶金 3519.3熱機械處理 3559.4連接 3569.5力學性能 3589.6斷裂模式 3599.7形變機制（屈服應力和蠕變強度） 3619.8應力腐蝕開裂 3649.9第四代反應堆用鎳基合金 3669.10與冷卻劑的化學相容性 3679.11鎳基合金的輻照損傷和氣體產生 3689.12鎳基合金的輻照硬化/軟化和塑性損失 3759.12.1CANDU.反應堆 3769.12.2輕水反應堆 3809.12.3快堆 3819.12.4質子輻照設施 3829.12.5離子輻照設施 3879.13氫脆 3879.14氦脆 3889.15點缺陷 3919.16輻照蠕變和應力弛豫 3939.17疲勞和蠕變疲勞 3959.17.1疲勞 3959.17.2蠕變-疲勞變形 3969.18總結 397致謝 398參考文獻 398第10章 低合金鋼 40910.1低合金鋼的成分、制造和性能 41010.1.1低合金鋼類型和成分 41010.1.2LWR.的設計和制造 41410.1.3微觀組織和性能 42010.2低合金鋼的主要應用 42410.2.1反應堆壓力容器 42410.2.2其他壓力容器 42510.2.3管道 42510.3性能 42710.3.1監管法規和結構完整性評估（SIA） 42710.3.2服役退化 43410.3.3其他性能問題 46210.4目前發展和未來展望 46310.4.1改進的全壽命韌性預測 46310.4.2改進的材料 46510.4.3其他問題 466參考文獻 466第11章 鐵素體和回火馬氏體鋼 48211.1鐵素體/馬氏體鋼發展歷史簡述：成分與組成 48211.2鐵素體/馬氏體鋼在第四代核能繫統和聚變堆中的應用 48511.3環境促進開裂 48611.4與液態金屬冷卻劑的相容性 48711.5輻照硬化和軟化、脆化、疲勞和熱蠕變 49011.5.1輻照硬化和軟化 49111.5.2輻照脆化-快速斷裂 49711.5.3疲勞 50211.5.4熱蠕變 50411.6氦效應 50511.7空洞腫脹和輻照蠕變 50811.7.1空洞腫脹 50811.7.2輻照蠕變 51011.8提高性能的未來展望 512參考文獻 513第12章 納米氧化物彌散強化鋼 52512.1概述 52612.2氧化物彌散強化（ODS）合金簡史 52812.3核用納米氧化物彌散強化（NODS）鐵基合金的一些關鍵特性概述 52912.3.1未輻照合金的力學性能 52912.3.2合金穩定性與輻照效應綜述 53012.3.3空洞腫脹和氦效應 53112.3.4其他納米氧化物強化（NODS）問題 53212.4納米結構鐵素體合金（NFA）和納米結構回火馬氏體鋼（NMS）的成分和制備工藝概述 53212.4.1合金成分、相圖和相變過程 53212.4.2預固結處理 53412.4.3致密化 53612.4.4變形加工與管材制備 53712.4.5變形過程中的織構和損傷機制 53812.4.6焊接 54012.4.7可選用的成分和加工工藝 54212.4.8加工和制造小結 54212.5納米氧化物（NO）的特點和功能 54212.5.1納米氧化物（NO）統計資料 54212.5.2納米氧化物（NO）的性質 54412.5.3納米氧化物（NO）功能和與氦（He）的相互作用 54512.5.4小結 54712.6力學性能 54712.6.1靜態拉伸強度和塑性 54712.6.2蠕變 54912.6.3快速斷裂和疲勞 55112.7熱老化與輻照效應 55412.7.1熱老化效應 55512.7.2輻照對微觀結構的影響概述 55712.7.3納米氧化物的輻照穩定性 55712.7.4位錯環 55812.7.5溶質偏聚、聚集和析出 55912.7.6空穴和腫脹 56112.7.7輻照對強度和韌性的影響 56512.7.8輻照對其他性能的影響 56712.7.9熱老化與輻照效應總結 56712.8建模 56712.9未來展望 569參考文獻 570第13章 難熔合金：釩、鈮、鉬、鎢 58413.1引言 58513.2難熔合金生產的實際路線 58613.2.1釩 58613.2.2鈮 58913.2.3核級鉬的制造 59013.2.4鎢和鎢合金生產流程 59413.3加工態力學性能 59813.3.1釩 59813.3.2鈮的加工態力學性能 60413.3.3鉬的加工態力學性能 60513.3.4鎢的加工態力學性能 60813.4輻照後的力學性能 61113.4.1釩輻照後的力學性能 61113.4.2鈮輻照後的力學性能 61813.4.3鉬輻照後的力學性能 62113.4.4鎢輻照後的力學性能 62513.4.5總結與結論 628參考文獻 630索引 639

20世紀40～50年代，鋯合金燃料包殼等多項發明加速了商業核能的到來，並促使代核反應堆在.60.年代間得以廣泛興建。代核反應堆所用材料通常是從新開發的先進高性能合金中挑選，但由於對輻照誘發的性能變化、熱機械和化學引起的材料退化過程了解有限，阻礙了選材方法。在隨後幾十年中，材料的輻照效應和其他退化過程研究取得了明顯進展。因此，應及時全面評估核能應用的運行環境和結構合金退化過程。結構材料，例如燃料包殼、堆芯內部結構組件以及反應堆壓力容器，對於在運行和擬建的核裂變與聚變能源繫統的安全性和經濟性至關重要。堆芯和能量轉換繫統的惡劣運行環境對材料提出了高性能要求，這些材料能承受強烈輻照損傷，還需承受.6～80.年，甚至更長時間的穩定或周期性機械應力情況下的腐蝕性高溫冷卻劑環境。本書介紹了反應堆運行環境和結構材料退化機理的進展，全面概述了核能繫統相關的主要結構合金體繫。由於陶瓷復合材料體繫需要考慮其獨特的處理和操作方面的問題，本書未專門涉及陶瓷復合材料。本書可作為核工業工程技術人員、剛入行和經驗豐富的專業研究人員及研究生的參考書。前三章概述了水冷裂變反應堆、擬建的第四代裂變反應堆和擬建的聚變核反應堆的概念及結構材料的運行環境。Jeremy T. Busby.撰寫的第.1.章總結了水冷反應堆設計、典型材料以及關鍵性能的退化問題。Stuart A. Maloy、Ken Natesan、David E. Holcomb、Concetta Fazio和Pascal Yvon.合作撰寫的第.2.章對擬建的六個第四代裂變反應堆概念進行了概述，討論了一些關鍵的結構材料和預期的輻照退化。 Richard J. Kurtz.和.G. Robert Odette.撰寫的第.3.章總結了聚變核反應堆基本設計概念和用於壁/包覆層結構、偏濾器、真空容器和磁體的候選材料，同時比較了聚變堆中輻照誘發的衰退和裂變堆中子輻照衰退。接下來的三章介紹了核反應堆新材料表征手段（組織、性能）和設計方法，並概述了與離位損傷，機械應力和腐蝕相關的各種性能退化機制。Colin A. English、Jonathan M. Hyde、G. Robert Odette、Gene E. Lucas和Lizhen Tan.所撰寫的第4章概述了目前可用於輻照效應研究的實驗手段及其對材料微觀結構和力學性能的影響，同時該章還對計算熱力學在新型高性能合金設計方面的應用進行了綜述。Steven J. Zinkle、Hiroyasu Tanigawa.和.Brian D. Wirth.所撰寫的第 5 章概述了各類合金在熱機械暴露和中子輻照效應下產生的各種退化機制，包括熱老化、蠕變、疲勞、輻照硬化和脆化、微量化學變化和相變，輻照腐蝕和開裂，空洞腫脹和輻照蠕變引起的尺寸不穩定性，以及高溫晶界氦脆。Gary S. Was.和.Todd R. Allen.所撰寫的第.6.章總結了當前和下一代反應堆的各種腐蝕和應力腐蝕開裂問題。後七章詳細介紹了裂變和聚變反應堆用先進結構合金體繫，包括未輻照和輻照後的力學性能以及特定輻照下的合金退化問題。Suresh Yagnik.和.Anand Garde所撰寫的第7章概述了水冷反應堆中鋯合金的制造和環境退化過程，包括正常和瞬態條件下的腐蝕、氫化物的形成、輻照效應以及主要的在役失效機制。Gary S. Was.和.Shigeharu Uka.撰寫的第8章總結了輻照誘發的奧氏體不鏽鋼（主要是.300繫列不鏽鋼）的微觀結構和性能變化，包括輻照引起的偏聚、沉澱析出、與核燃料及各種冷卻劑的相容性和應力腐蝕開裂問題。Malcolm Griffiths.所撰寫的第9章綜述了商用鎳基合金的冶金學和性能研究，包括形變和斷裂機制、應力腐蝕開裂、化學相容性和輻照效應，尤其關注在高熱中子通量反應堆中輻照生成的大量嬗變氦的影響。Tim Williams.和.Randy Nanstad.所撰寫的第10章評述了用於反應堆壓力容器低合金鋼的制造方法、性能和服役期間的退化（特別是斷裂韌性）。Philippe Sp.tig、Jia-Chao Chen和G. Robert Odette.所撰寫的第11章總結了核用鐵素體/回火馬氏體鋼的發展，包括冷卻劑腐蝕和脆化、未輻照和已輻照的力學性能，以及氦對力學性能和空洞腫脹的影響。G. Robert Odette、Nicholas J. Cunningham、Tiberiu Stan、M. Ershadul Alam和Yann De Carlan所撰寫的第12章綜述了高密度納米氧化物彌散強化鐵素體/馬氏體鋼的加工方法和性能，與傳統的鐵素體/馬氏體鋼相比，該鋼種的強度、高溫穩定性和抗輻照性等方面均得到顯著改善。Lance L. Snead、David T. Hoelzer、Michael Rieth和Andre A.N. Nemith所撰寫的第13章總結了釩基、鈮基、鉬基和鎢基四種重要難溶合金的制造過程、典型的物理和力學性能及已報道的輻照效應。各章節通常從不同的角度來處理相似的問題，因此各章節之間常會有交叉引用。後，編輯感謝各章作者與人分享其專業知識和見解，並感激他們花費大量時間和精力來準備各章節。同時也非常感謝Elsevier的同事以出色的幽默和耐心指導本書的出版。