核電站裝備金屬材料開發與使用導論 (上冊) 石崇哲 9787030751072 【台灣高等教育出版社】

內容簡介
《核電站裝備金屬材料開發與使用導論》從「研究與開發」「使用與效能」兩個方面，全面深入地研討和總結國內外學者以及作者對核電站裝備金屬材料的研究成果。《核電站裝備金屬材料開發與使用導論 上冊》分上下冊，除第1章外，分兩篇論述。《核電站裝備金屬材料開發與使用導論 上冊》為上冊，包含第1章和第1篇「核電站裝備金屬材料研究與開發的技術基礎」。其中，第1章綜論中國核電站裝備金屬材料發展的學科思想、學科體系、學科路線及技術路線；「核電站裝備金屬材料研究與開發的技術基礎」篇包含第2章～第5章，論述核電站裝備金屬材料研究與開發學科體系要素元的成分、加工、組織、性能。

目錄

目錄
序
前言
第1章 核電站裝備金屬材料開發與使用理念的進步 1
1 1 中國邁向核電強國時的核電站裝備材料 1
1 1 1 構建核電站裝備的金屬材料 1
1 1 2 金屬材料選用原則 17
1 2 材料科學與工程的重大責任 20
1 2 1 關乎核安全的金屬材料開發與使用 20
1 2 2 國際學者論材料科學與工程 21
1 3 論材料科學與工程 23
1 3 1 學科思想——綜合與分化交互相協前進 23
1 3 2 學科體系 24
1 3 3 學科路線 29
1 3 4 技術路線 31
第1篇 核電站裝備金屬材料研究與開發的技術基礎
第2章 材料靠性能滿足使用 43
2 1 材料強度、塑性與韌性度量的進步 43
2 1 1 適用的拉伸試驗指標 43
2 1 2 重新認識擺錘衝擊試驗時鋼試樣的破斷 47
2 2 核電站裝備材料的綜合強韌化 62
2 2 1 一迴路管道鋼的綜合強韌化 63
2 2 2 核燃料包殼鋯合金的綜合強韌化 74
2 2 3 馬氏體不銹熱強鋼的綜合強化 82
2 2 4 馬氏體沉澱強化不銹熱強鋼的綜合強化 84
2 2 5 反應堆壓力容器的梯度強化 85
2 2 6 蒸汽輪機葉片的綜合強化 85
2 3 警惕鋼的脆化 87
2 3 1 不鏽鋼的脆化 87
2 3 2 鐵素體鋼的氫脆 92
2 3 3 金屬輻照脆 96
2 3 4 其他常見脆化問題 96
2 4 鋼的韌化 99
2 4 1 成分韌化 99
2 4 2 鋼的爐外 Zn 處理與精鍊 100
2 4 3 組織結構韌化 103
2 4 4 熱處理韌化 104
2 5 破斷與斷口面 105
2 5 1 破斷過程 105
2 5 2 斷口面 108
2 6 重型機件力學性能的尺寸效應 109
2 6 1 斷裂韌性準則 110
2 6 2 微型試樣實時在線監控檢測 110
第3章 材料由組織決定性能 114
3 1 結構與組織 114
3 1 1 金屬結構的有序與無序統一 114
3 1 2 結構決定性質與組織決定性能 118
3 1 3 無序結構強化論 120
3 2 固溶體的組織與性能 120
3 2 1 不鏽鋼的固溶體單相組織 120
3 2 2 不鏽鋼的固溶體性能 121
3 3 以固溶體為主的復相組織與性能 125
3 3 1 以奧氏體為主的不鏽鋼復相組織與性能 126
3 3 2 以鐵素體為主的結構鋼復相組織與性能 128
3 3 3 鐵素體-彌散微粒復相的性能 147
3 4 貝氏體組織與性能 152
3 4 1 貝氏體組織形態 153
3 4 2 鋼的貝氏體組織與性能 154
3 5 馬氏體組織與性能 156
3 5 1 馬氏體的組織結構 157
3 5 2 淬火馬氏體基體的回復與再結晶 159
3 5 3 鋼的馬氏體組織與性能 161
第4章 材料用加工獲得組織 166
4 1 鋼的精鍊與凝固 166
4 1 1 鋼的爐外精鍊及重熔精鍊 166
4 1 2 不鏽鋼的熔鑄要點 167
4 1 3 金屬凝固的均質形核概念 173
4 2 增材製造 174
4 2 1 增材製造產業的意義 175
4 2 2 中國增材製造產業 175
4 3 核電站裝備的焊接及組織 176
4 3 1 鋼的可焊接性 176
4 3 2 核電站裝備焊接特點及焊接材料 184
4 3 3 核電站裝備焊接案例 191
4 3 4 焊接接頭組織 198
4 4 壓力加工與熱處理的綜合 201
4 4 1 現行的綜合一體化加工技術 201
4 4 2 質量控制與失控 207
4 4 3 值得關注的問題 210
4 5 熱處理及組織 213
4 5 1 晶粒細化的途徑 213
4 5 2 馬氏體熱強鋼的淬火回火 216
4 6 加工優化的多指標綜合評估 228
4 6 1 多指標綜合評估要義 228
4 6 2 P91鋼加工優化的綜合評估案例 230
第5章 材料以成分保障加工、組織和性能 234
5 1 結構鋼的合金化 234
5 1 1 核電站裝備常用的碳鋼和鑄鐵 234
5 1 2 低合金高強度鋼的合金化 234
5 1 3 合金結構鋼的合金化 236
5 2 鐵素體熱強鋼的合金化 248
5 2 1 熱強鋼的合金化問題 248
5 2 2 鐵素體熱強鋼中的合金元素 253
5 2 3 鐵素體熱強鋼系列 256
5 2 4 對鋼熱強韌性獲得的再認識 271
5 3 不鏽鋼的合金化 272
5 3 1 抗電化學腐蝕的不銹性 272
5 3 2 馬氏體熱強不鏽鋼的合金化 272
5 3 3 鐵素體不鏽鋼的合金化 284
5 3 4 奧氏體不鏽鋼的合金化 288
5 3 5 奧氏體-鐵素體不鏽鋼的合金化 304
5 3 6 超級不鏽鋼 311
5 4 耐熱耐蝕鎳合金的合金化 323
5 4 1 核島蒸汽發生器用熱交換傳熱管 323
5 4 2 耐熱鎳合金的合金化 324
5 4 3 鎳基耐蝕合金 328
5 5 鋯合金的合金化 328
5 5 1 鋯合金的合金化簡介 329
5 5 2 核燃料包殼用鋯合金 334
5 5 3 常用鋯合金的性能 337
5 6 材料成分尋優 341
參考文獻 345

精彩書摘
第1章 核電站裝備金屬材料開發與使用理念的進步
1 1 中國邁向核電強國時的核電站裝備材料
我國核能發電起步于秦山核電站，自第一台核電機組1985年3月20日破土開建，1991年12月15日併網發電至今，短短三十余年，我國核電事業取得了長足的進步。據報道，截至2022年6月，我國在運核電機組54台，在建核電機組23台，在運在建核電機組總數位列全球第二。初時我國的核電站裝備製造與材料以學習和仿製為主。經過三十余年的發展，當今我國開發的世界先進的第三代核電技術華龍1號機組已邁出國門走向世界，世界*先進的第四代核電技術高溫氣冷堆200MW機組正在我國建造，海上移動機組也正在我國建造。一切表明，當今我國已發展成為世界核電大國，同時也成為世界核電站裝備製造大國，並且正在向世界核電強國和世界核電站裝備製造強國蛻變和挺進。在此形勢下，我國核電站裝備材料的研發必以建設自主體系的材料強國為宗旨。這些發展均是在我國核電發展戰略的指導下進行的。
綜合展望未來支持我國發展的產業，其一是戰略性新興產業：①新能源；②新材料；③生命工程；④信息技術和移動網際網路；⑤節能環保；⑥新能源汽車；⑦人工智能；⑧高端裝備製造。其二是生產公共產品的現代製造業：①航天器製造與航空器製造；②高鐵裝備製造；③核電站裝備製造（這是中國新能源的重點，已經完成了三代技術，四代技術正在開發中）；④特高壓輸變電裝備製造；⑤現代船舶製造與海洋裝備製造。
核電站裝備製造不僅是我國現代製造業的重點，而且是關乎我國戰略性新興產業新能源和高端裝備製造的重點，是關乎我國發展的大事。這就是我國核電站裝備用金屬材料必須要確保核電站裝備製造完成歷史使命的新任務。在新能源核電和核電站裝備製造中，處處需要具有高性能的材料。文明需要材料，材料促進文明，兩者相輔相成，相協而進。
1 1 1 構建核電站裝備的金屬材料
核電站裝備多為大尺寸超重量的重型裝備，是由大量金屬材料特別是鋼材構建起來的，這是由金屬材料特別是鋼材具有良好的力學強度特性以及物理和化學特性所決定的。
1 金屬材料的性能特點
構建一座核電反應堆所需的鋼材多達5萬t以上（表1 1），其中的不鏽鋼就有上千噸（表1 2），而且這些金屬材料大多都是先進材料和精品。
1）通用性能特點
一座核電站由核島、汽機島（常規島）、輸電島、附屬設施等4大部分組成。核電站裝備用金屬材料也因其使用區域的不同而有不同的性能要求。但就總體而言，作為廣泛使用的結構材料，必須滿足的通用性能要求是：①良好的安全性與可靠性，必須是久經使用、經受得住實踐考驗的材料；②緩慢的老化速率、良好的環境熱適應性和環境化學適應性（耐蝕性），以保證長久的服役壽命；③良好的室溫和（或）高溫力學性能（強度、塑性、韌性、疲勞、蠕變、磨損等），以滿足構件設計的力學要求；④性能和成分雜質控制更嚴一些，波動範圍更小一些，以確保其性能的穩定性；⑤易於加工（熔煉、鑄造、壓力加工、焊接、熱處理、切削加工等）和價格便宜，以及穩定的經過認證的加工方法和加工工藝，以確保材料和裝備性能的穩定性。
2）特殊性能特點
核島裝備用材料的特殊性能要求：①核輻照穩定性好，能耐受核反應中子輻照而不脆化失效；②熱中子吸收截面小，盡量少地耗損熱中子以維持核的鏈式反應；③感生放射性小，以便停堆檢修時不會嚴重危害工作人員的安全；④儘可能高的熱導率和低的熱膨脹係數，從而使核反應的熱能被盡多儘快地導出利用。
2 滿足材料性能要求的應對措施
要滿足核島裝備用材料的通用性能要求和特殊性能要求，總體而言，鋼*為適宜，在一些情況下也使用鎳合金及鋯合金。鋼有高的力學性能、良好的環境化學適應性，易於加工且價格便宜，而且奧氏體不鏽鋼的核輻照穩定性好，熱中子吸收截面小，感生放射性小，還有適宜的熱導率和低的熱膨脹係數。這就使得鋼在核電站的建造材料中成為無可爭議的主體。一座1000MW壓水堆核電站的總用鋼量多達5萬t以上，僅核島反應堆一迴路壓力容器用鋼就有1200t，堆芯組件用鋼量115t，安全殼用鋼更多達2500t。在核島的反應堆壓力容器、堆內構件、主管道、蒸發器等所用鋼材中，近90%為奧氏體不鏽鋼，有2000t以上，這還不包括用合金結構鋼製造的反應堆壓力容器內側所堆焊的奧氏體不鏽鋼。奧氏體不鏽鋼能獲得如此大量使用，在於它既能滿足核島裝備用材料的通用性能要求，也能滿足其特殊性能要求。
1）熱中子吸收截面
作為鋼的基本成分的Fe，其熱中子吸收截面為2 4～2 6b（1b=10-28m2）；鋼中常用的合金元素C、Zr以及熔煉脫氧元素Al的熱中子吸收截面很小，在分位數值及以下；常用的合金元素Nb、Mo、Cr、Cu、Ni、V、Ti的熱中子吸收截面均處於個位數值，令人滿意；而合金元素Mn、W的熱中子吸收截面則為十位數值，勉強可以接受。這就是說，鋼中使用這些元素合金化便能滿足熱中子吸收截面小的要求。鋼中常用的合金元素B是不可接受的，偶爾使用的合金元素Hf也是不可接受的，它們的熱中子吸收截面都在百位數值。因此，核級鋼不得使用B、Hf作為合金元素，而且還必須嚴格限制B、Hf的殘留含量。核級鋼中的B含量通常限定在不大於0 0015%。然而，對於核廢料的封裝材料，卻需要高的熱中子吸收截面，這時就需要使用高B含量的鋼來製造。
2）感生放射性
對合金元素的感生放射性考察（表1 3）表明，*硬????射線能量處於個位數值及以下，均可接受；而元素Nb和Co的半衰期是不可接受的。但59Fe、51Cr、51Ti、58Co的半衰期也有數十天，需要引起重視。
按理說，中子的輻照僅限定在核反應壓力容器內，其感生放射性的危害不應很大。然而實際是，在一迴路系統，雖然與冷卻劑（水）接觸的管道、容器及泵等全由不鏽鋼與鎳合金製成，它們對冷卻劑的耐蝕性是極好的，但腐蝕還是存在，由於一迴路系統受腐蝕的面積很大，腐蝕產物的總量仍然很可觀。一座1000MW壓水堆核電站的運行檢測表明，腐蝕產物的年釋放總量約達60kg，它們在冷卻劑中的溶解度很小，基本上都是懸浮在一迴路冷卻劑中，隨著冷卻劑的流動而遍布一迴路系統。當這些懸浮物流經堆芯活性區時，便可在中子輻照下產生Fe和合金元素M的放射性同位素，從而使這些懸浮物具有放射性，隨著一迴路冷卻劑的流動充斥整個一迴路系統，甚至沉積和附著在整個一迴路系統裝備的表面。這樣，原本在堆芯活性區才存在的感生放射性，便被散布到整個一迴路系統的裝備中，當對這些裝備進行維修時，就會危及工作人員的安全。
因此，核級鋼