核电厂材料(极端条件材料基础理论及应用研究)

编写本书的想法源于作者在瑞士苏黎世和洛桑瑞士联邦技术研究院（Swiss Federal Institute of Technology）给学生讲授有关高温材料和核材料课程的经验，特别是新设立的瑞士核工程硕士学位学生，需要在结构核材料方面给他们一个全面的介绍，并将重点放在工程的方面。传授有关运行在环境下结构材料的知识是一个真正的挑战，因为涉及多个专业领域。当然，这是为核应用而写的，但是它也会涉及非核工厂或部件诸如涡轮机、锅炉、容器或管道等使用的材料。对部件行为和可能损伤的认识包括有关微观组织结构、材料力学、断裂力学、环境的影响（辐照、腐蚀）的信息，还需要设计、生产、成形和无损检测等基本知识。当然，几乎在所有情况下，对经济性的考虑决定了是否引入一个新的材料。通常，学生有着不同的教育背景，而且他们中的大多数对材料、材料力学及相关专题知之甚少，因此让他们接触到材料科学的基本问题作为进一步学习的基础是重要的。
本人与工作在动力电厂或在环境方面的设计规范领域的核工程师们接触中获得的经验表明，有关结构核材料的宽泛的介绍也是很受他们欢迎的。2004 年，当瑞士加入了国际第四代（核电厂）倡议时，我就成为在超高温反应堆系统指导委员会（VHTR Systems Steering Committee）的瑞士代表，也是VHTR项目管理局材料部门的联合主席，这让我对先进核电厂相关的结构材料问题有全面而透彻的了解。
瑞士Paul Scherrer研究院支持了“先进核电厂高温材料（HT-MAT）”研究项目的启动，这使我有机会与一个受到良好教育并且热忱投入工作的研究团队合作开展了研究，他们也为本书做出了重大的贡献。我特别要对以下各位所做的工作表示由衷的感谢：
Manuel Pouchon 在材料物理和微型试样测试方面的工作；
Jiachao Chen在辐照损伤、辐照蠕变和先进透射电子显微术领域内的工作；Maria Samaras 在材料建模（总体方面）和分子动力学领域内的工作；Annick Froideval在开展先进的束线分析方面的工作；Botond Bako和Peter Ispanovity 在位错动力学方面的工作；
Ann-Christine Uldry 和 Roberto Iglesias 在“从头（ab initio）”建模方面的工作；Tomislav Rebac在实验方面的工作。
我也要感谢ASME和ASMELIC提供了将有关规程的开发写入本书的可能性。本书引述的某些工作成果是在获得欧共体（the European Communities）资助的研究项目（RAPHAEL，EXTREMAT，GETMAT，MATTER）中完成的，在此一并致谢。

沃尔夫冈·霍费尔纳
瑞士  奥贝洛道夫

本书系统介绍了核反应堆堆型以及核电厂所用材料、材料特性和材料所面临的挑战、材料设计和寿命管理的理论知识，分别介绍了核电厂部件及其制造技术、核材料的力学性能、辐照损伤、核电厂中的环境损伤、先进的力学试验和分析方法以及核电厂材料的设计、寿命和残余寿命，是一本关于核电厂材料问题的专著，可供核电厂相关从业人员以及核工程专业和核电材料专业学生学习和参考。

本书系统介绍了核反应堆堆型以及核电厂所用材料、材料特性和材料所面临的挑战、材料设计和寿命管理的理论知识，分别介绍了核电厂部件及其制造技术、核材料的力学性能、辐照损伤、核电厂中的环境损伤、先进的力学试验和分析方法以及核电厂材料的设计、寿命和残余寿命，是一本关于核电厂材料问题的专著，可供核电厂相关从业人员以及核工程专业和核电材料专业学生学习和参考。

（瑞士）沃尔夫冈·霍费尔纳：就职于瑞士苏黎世和洛桑瑞士联邦技术研究院（Swiss Federal Institute of Technology），任超高温反应堆系统指导委员会（VHTR）的瑞士代表、VHTR项目管理局材料部门的联合主席，主要研究领域是先进核电厂高温材料（HT—MAT）。

第1章  核电厂
1.1  现有反应堆 /1
1.1.1 压水堆/3 
1.1.2  沸水堆/3 
1.1.3  重水堆 /5 
1.1.4  先进气冷堆 /6 
1.2  反应堆概念的改进和开发/7 
1.2.1  先进轻水堆 /7 
1.2.2  先进重水堆 /9 
1.2.3 小型模块堆 /10 
1.2.4  先进新反应堆的概念 /11 
1.3  中子谱、快堆和燃料循环/14
1.3.1  中子谱/14 
1.3.2 燃料循环 /15 
1.4  第四代核电厂 /18
1.4.1 钠冷快堆 /19 
1.4.2  铅冷快堆 /25 
1.4.3  超高温气冷堆 /28 
1.4.4  气冷快堆 /36 
1.4.5  超临界水堆 /38 
1.4.6 熔盐堆 /42 
1.5  其他先进核电厂/44
1.5.1  行波堆/44 
1.5.2  加速器驱动系统/45 
1.5.3 空间核电厂 /47 
1.5.4  核聚变 /48 
1.6  核能转换成电力和热/51 
参考文献 / 53
第2章  材料
2.1  概述 /57 
2.2  基础 /59
2.2.1  点缺陷 / 60 
2.2.2 线缺陷/61 
2.2.3  面缺陷/64 
2.2.4 扩散过程/66 
2.2.5  二元相图 /68 
2.3  核应用的材料分类/70 
2.3.1  钢 /72 
2.3.2  超合金 / 87 
2.3.3  难熔合金 /93 
2.3.4  锆合金 /95 
2.3.5  金属间化合物 /96 
2.3.6  纳米结构材料/98 
2.3.7  陶瓷材料 /106 
2.3.8  涂层 /109 
参考文献/109
第3章  部件及部件生产
3.1  核电厂部件 /116
3.1.1  容器/117 
3.1.2  燃料元件/122 
3.1.3  控制棒 / 126 
3.1.4  其他堆内构件/127 
3.1.5  管道和蒸汽发生器/128 
3.1.6  中间热交换器 /129 
3.1.7  能量转化系统/132 
3.1.8  核裂变电厂的材料/133 
3.1.9  聚变堆 /135 
3.2  制造工艺 /138
3.2.1  熔炼/139 
3.2.2  成形 /141
3.3  粉末冶金 / 144
3.3.1  粉末生产/145 
3.3.2  粉末压制/146 
3.4  石墨 /148 
3.5  纤维增强材料/149 
3.6  连接工艺 / 151
3.6.1  埋弧焊和钨极气体保护焊 /151 
3.6.2 焊缝缺陷 /152 
3.6.3  其他连接方法/154 
3.7  涂层和表面处理/156
3.7.1  衬里/157 
3.7.2  化学气相沉积/158 
3.7.3  物理气相沉积/159 
3.7.4  热喷涂 /159 
3.7.5  其他表面处理/160 
参考文献 / 160
第4章  核电厂材料的力学性能
4.1  概述 /164 
4.2  材料强度 /165
4.2.1  单晶的塑性变形 /165 
4.2.2  应力-应变曲线/166 
4.2.3  强化机制 /169 
4.3  韧性 / 171
4.3.1  冲击试验和断口形貌转变温度/171 
4.3.2  断裂韧性 /173 
4.4  蠕变 / 180
4.4.1  蠕变曲线/180 
4.4.2  应力断裂曲线/182 
4.4.3  金属中的高温蠕变机制 /184 
4.4.4  蠕变损伤/188
4.4.5  应力断裂数据的外推/189 
4.4.6  蠕变裂纹扩展/192
4.4.7  核电厂陶瓷材料的热蠕变/194 
4.5  疲劳 / 195
4.5.1  简介 /195 
4.5.2  基本原理/195
4.5.3  疲劳试验结果的表示/196 
4.5.4  疲劳裂纹扩展/199
4.5.5  疲劳的表象学 /202 
4.5.6  蠕变-疲劳的交互作用/204 
参考文献 / 208
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本书系统介绍了核反应堆堆型以及核电厂所用材料、材料特性和材料所面临的挑战、材料设计和寿命管理的理论知识，分别介绍了核电厂部件及其制造技术、核材料的力学性能、辐照损伤、核电厂中的环境损伤、先进的力学试验和分析方法以及核电厂材料的设计、寿命和残余寿命，是一本关于核电厂材料问题的专著，可供核电厂相关从业人员以及核工程专业和核电材料专业学生学习和参考。

（瑞士）沃尔夫冈·霍费尔纳：就职于瑞士苏黎世和洛桑瑞士联邦技术研究院（Swiss Federal Institute of Technology），任超高温反应堆系统指导委员会（VHTR）的瑞士代表、VHTR项目管理局材料部门的联合主席，主要研究领域是先进核电厂高温材料（HT—MAT）。