●叢書序
前言
第1章 壓水堆核電站核島及關鍵材料 1
1.1 壓水堆核電站核島結構概況 1
1.2 壓水堆核島關鍵設備 2
1.2.1 壓力容器 2
1.2.2 蒸汽發生器 5
1.2.3 主泵 6
1.2.4 穩壓器 7
1.2.5 傳熱管 8
1.3 壓水堆大鍛件用鋼的發展歷史 10
1.4 壓水堆大鍛件技術的發展 13
1.5 壓水堆大鍛件主要制造企業 21
參考文獻 22
第2章 壓力容器用SA508Gr3Cl1鋼 24
2.1 SA508Gr3Cl1鋼成分體繫 24
2.1.1 SA508Gr3Cl1鋼成分演變 24
2.1素對SA508繫列鋼的影響 25
2.2 SA508Gr3Cl1鋼大鍛件淬透性深化研究 26
2.2.1素對SA508Gr3Cl1鋼淬透性的影響 27
2.2.2素對SA508Gr3Cl1鋼組織和性能的影響 35
2.3 SA508Gr3Cl1鋼工業條件淬透性極限評估 54
2.3.1 SA508Gr3Cl1鋼壓力筒體整體淬火數值模擬 54
2.3.2 SA508Gr3鋼極限淬透性 67
2.4 SA508Gr3Cl1大鍛件低溫韌性關鍵影響因素研究 68
2.4.1 試驗材料與方法 68
2.4.2 韌性斷裂的影響因素 70
2.4.3 低溫脆性斷裂的影響因素 70
2.4.4 小結 77
2.5 SA508Gr3Cl1鋼大鍛件熱成型關鍵因素研究 78
2.5.1 試驗材料及方法 78
2.5.2 SA508Gr3Cl1鋼的高溫流變曲線 78
2.5.3 SA508Gr3Cl1鋼的熱變形方程 79
2.5.4 SA508Gr3Cl1鋼的熱加工圖 80
2.5.5 變形條件對SA508Gr3Cl1鋼顯微組織的影響 81
參考文獻 82
第3章 蒸汽發生器用SA508Gr3Cl2鋼 83
3.1 SA508Gr3Cl2鋼的工程應用背景 83
3.2 SA508Gr3Cl2鋼超大鍛件冷卻過程溫度場研究 86
3.2.1 淬火溫度模型的建立 86
3.2.2 淬火溫度場計算 90
3.3 SA508Gr3Cl2鋼超大鍛件成分優化設計 97
3.3.1 大鍛件用SA508Gr3Cl2鋼中主素的作用 98
3.3.2素對SA508Gr3Cl2大鍛件的影響 99
3.3.3 SA508Gr3Cl2鋼大鍛件中C、Si含量的控制範圍 102
3.3.4 SA508Gr3Cl2鋼大鍛件中Al含量的控制範圍 110
3.4 SA508Gr3Cl2鋼超大鍛件熱處理工藝與性能優化研究 111
3.4.1 SA508Gr3Cl2鋼的連續冷卻轉變組織 111
3.4.2 大鍛件典型部位冷卻過程的組織與性能變化 113
3.5 采用Thermo Calc軟件計算平衡態相 128
3.5.1 熱力學計算試驗材料 129
3.5.2 熱力學計算結果與討論 129
3.5.3 熱力學計算驗證 130
參考文獻 131
第4章 主管道用316LN控氮不鏽鋼 132
4.1 引言 132
4.2 316LN鋼熱變形行為的研究 132
4.2.1 316LN鋼的高溫流變行為 133
4.2.2 316LN鋼的熱變形方程 135
4.3 316LN鋼流變失穩機理 137
4.3.1 變形溫度對顯微組織的影響 137
4.3.2 應變速率對顯微組織的影響 138
4.3.3 動態再結晶晶粒尺寸與熱變形條件間的定量關繫 139
4.3.4 熱加工圖 139
4.3.5 流變失穩機制與典型組織特征 141
4.4 316LN鋼亞動態再結晶行為 142
4.4.1 雙道次壓縮流變曲線 143
4.4.2 熱變形後再結晶的模型 143
4素對316LN鋼熱成型性的影響 144
4.5.1 Nb添加對316LN鋼動態再結晶行為的影響 145
4.5.2 N含量對316LN鋼動態再結晶行為的影響 147
第5章 堆內構件用鋼 149
5.1 引言 149
5.2 Z12CN13鋼關鍵性能研究 150
5.2.1 Z12CN13鋼成分設計 150
5.2.2 關鍵性能研究 150
5.2.3 小結 163
5.3 改型403鋼成分優化設計 164
5.3.1 成分設計 164
5.3.2 關鍵性能研究 167
5.3.3 小結 173
5.4 F6NM鋼成型工藝研究 174
5.4.1 試驗材料及方法 174
5.4.2 高溫流變行為 175
5.4.3 熱加工圖 177
5.4.4 小結 177
第6章 傳熱管用Inconel690合金 179
6.1 Inconel690合金超純淨冶煉 179
6.1.1 Inconel690合金超純淨冶煉熱力學研究 179
6.1.2 Inconel690合金超純淨冶煉動力學研究 181
6.1.3 Inconel690合金超純淨冶煉實踐 185
6.2 Inconel690合金凝固特性研究 187
6.2.1 Inconel690合金凝固特性 187
6.2.2 Inconel690合金素偏析 190
6.2.3 Inconel690合金凝固中析出相 195
6.2.4 小結 199
6.3 Inconel690合金冷/熱加工性能研究 200
6.3.1 Inconel690合金冷加工性能 200
6.3.2 Inconel690合金的熱加工性能 201
6.4 Inconel690合金熱處理工藝研究 205
6.4.1 固溶處理與晶粒長大傾向 205
6.4.2 退火處理與碳化物析出 207
6.4.3 特殊熱處理對微觀組織的影響 209
第7章 核島其他關鍵設備材料 212
7.1 引言 212
7.2 主泵軸材料 212
7.2.1 主泵軸材料的性能要求 212
7.2.2 微觀組織對力學性能的影響 213
7.2.3 磁性能的影響因素 215
7.2.4 主泵軸材料性能測試 216
7.2.5 小結 219
7.3 控制棒材料 220
7.3.1 Ag-In-Cd控制棒 220
7.3.2 Ag-In-Cd-Sn合金樣品的制備 222
7.3.3 Ag-In-Cd-Sn合金的密度及熱物性能分析 223
7.3.4 Ag-In-Cd-Sn合金微觀組織及相變分析 228
7.3.5 Ag-In-Cd合金與Ag-In-Cd-Sn合金的壓縮蠕變行為 231
7.3.6 Ag-In-Cd堆內輻照行為的綜合評價 234
7.3.7 小結 242
參考文獻 242

AP1000和華龍一號是具有水平的第三代壓水堆核電站的代表，AP1000和華龍一號核電站的工程首堆均在我國建造，其核島關鍵設備包括壓力容器、蒸汽發生器、異形整體鍛造主管道、堆內構件、主泵等，上述關鍵設備的大型一體化設計和服役壽期廷長對材料技術及期其部件制造技術提出了嚴峻挑戰。其中，壓力容器508-3-1鋼超大型鍛件、蒸汽發生器用508-3-2鋼及其大鍛件、Inconel690合金傳熱管是我國首次研制，異形整體鍛造316LN主管道和F6NM壓緊彈簧鍛件是國際首次研制。本書在可公開發表資料範圍內，較為詳細地介紹了我國自主研制上述核島關鍵設備材料技術及其部件制造技術的過程，是迄今壓水堆核島關鍵設備材料工程技術前沿。本書適合核工程領域技術人員、相關領域的高等院校師生和研究機構的研究人員閱讀。

劉正東,何西扣,楊志強 編