【假一罚四】核能用结构合金(美) G·罗伯特·奥德特, 史蒂文·J. 辛克编著

20世纪40～50年代，锆合金燃料包壳等多项发明加速了商业核能的到来，并促使第一代核反应堆在.60.年代间得以广泛兴建。第一代核反应堆所用材料通常是从新开发的先进高性能合金中挑选，但由于对辐照诱发的性能变化、热机械和化学引起的材料退化过程了解有限，阻碍了选材方法。在随后几十年中，材料的辐照效应和其他退化过程研究取得了明显进展。因此，应及时全面评估核能应用的运行环境和结构合金退化过程。结构材料，例如燃料包壳、堆芯内部结构组件以及反应堆压力容器，对于在运行和拟建的核裂变与聚变能源系统的安全性和经济性至关重要。堆芯和能量转换系统的恶劣运行环境对材料提出了高性能要求，这些材料能承受强烈辐照损伤，还需承受.6～80.年，甚至更长时间的稳定或周期性机械应力情况下的腐蚀性高温冷却剂环境。本书介绍了反应堆运行环境和结构材料退化机理的最新进展，全面概述了核能系统相关的主要结构合金体系。由于陶瓷复合材料体系需要考虑其独特的处理和操作方面的问题，本书未专门涉及陶瓷复合材料。本书可作为核工业工程技术人员、刚入行和经验丰富的专业研究人员及研究生的参考书。前三章概述了水冷裂变反应堆、拟建的第四代裂变反应堆和拟建的聚变核反应堆的概念及结构材料的运行环境。Jeremy T. Busby.撰写的第.1.章总结了水冷反应堆设计、典型材料以及关键性能的退化问题。Stuart A. Maloy、Ken Natesan、David E. Holcomb、Concetta Fazio和Pascal Yvon.合作撰写的第.2.章对拟建的六个第四代裂变反应堆概念进行了概述，讨论了一些关键的结构材料和预期的辐照退化。 Richard J. Kurtz.和.G. Robert Odette.撰写的第.3.章总结了聚变核反应堆基本设计概念和用于第一壁/包覆层结构、偏滤器、真空容器和磁体的候选材料，同时比较了聚变堆中辐照诱发的衰退和裂变堆中子辐照衰退。接下来的三章介绍了核反应堆新材料表征手段（组织、性能）和设计方法，并概述了与离位损伤，机械应力和腐蚀相关的各种性能退化机制。Colin A. English、Jonathan M. Hyde、G. Robert Odette、Gene E. Lucas和Lizhen Tan.所撰写的第4章概述了目前可用于辐照效应研究的实验手段及其对材料微观结构和力学性能的影响，同时该章还对计算热力学在新型高性能合金设计方面的应用进行了综述。Steven J. Zinkle、Hiroyasu Tanigawa.和.Brian D. Wirth.所撰写的第 5 章概述了各类合金在热机械暴露和中子辐照效应下产生的各种退化机制，包括热老化、蠕变、疲劳、辐照硬化和脆化、微量化学变化和相变，辐照腐蚀和开裂，空洞肿胀和辐照蠕变引起的尺寸不稳定性，以及高温晶界氦脆。Gary S. Was.和.Todd R. Allen.所撰写的第.6.章总结了当前和下一代反应堆的各种腐蚀和应力腐蚀开裂问题。后七章详细介绍了裂变和聚变反应堆用先进结构合金体系，包括未辐照和辐照后的力学性能以及特定辐照下的合金退化问题。Suresh Yagnik.和.Anand Garde所撰写的第7章概述了水冷反应堆中锆合金的制造和环境退化过程，包括正常和瞬态条件下的腐蚀、氢化物的形成、辐照效应以及主要的在役失效机制。Gary S. Was.和.Shigeharu Uka.撰写的第8章总结了辐照诱发的奥氏体不锈钢（主要是.300系列不锈钢）的微观结构和性能变化，包括辐照引起的偏聚、沉淀析出、与核燃料及各种冷却剂的相容性和应力腐蚀开裂问题。Malcolm Griffiths.所撰写的第9章综述了商用镍基合金的冶金学和性能研究，包括形变和断裂机制、应力腐蚀开裂、化学相容性和辐照效应，尤其关注在高热中子通量反应堆中辐照生成的大量嬗变氦的影响。Tim Williams.和.Randy Nanstad.所撰写的第10章评述了用于反应堆压力容器低合金钢的制造方法、性能和服役期间的退化（特别是断裂韧性）。Philippe Sp.tig、Jia-Chao Chen和G. Robert Odette.所撰写的第11章总结了核用铁素体/回火马氏体钢的发展，包括冷却剂腐蚀和脆化、未辐照和已辐照的力学性能，以及氦对力学性能和空洞肿胀的影响。G. Robert Odette、Nicholas J. Cunningham、Tiberiu Stan、M. Ershadul Alam和Yann De Carlan所撰写的第12章综述了高密度纳米氧化物弥散强化铁素体/马氏体钢的加工方法和性能，与传统的铁素体/马氏体钢相比，该钢种的强度、高温稳定性和抗辐照性等方面均得到显著改善。Lance L. Snead、David T. Hoelzer、Michael Rieth和Andre A.N. Nemith所撰写的第13章总结了钒基、铌基、钼基和钨基四种重要难溶合金的制造过程、典型的物理和力学性能及已报道的辐照效应。各章节通常从不同的角度来处理相似的问题，因此各章节之间常会有交叉引用。最后，编辑感谢各章作者与人分享其专业知识和见解，并感激他们花费大量时间和精力来准备各章节。同时也非常感谢Elsevier的同事以出色的幽默和耐心指导本书的出版。

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性能及利用计算热力学设计新型高性能合金；辐射引起的材料显微组织和性能变化及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性能以及难熔合金的制备。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、本科生、研究生都有重要的参考价值。