核反应堆材料（上中下册）_周邦新_9787313241443

本书为十三五国家重点图书出版规划项目核能与核技术出版工程（第二期）之一。本书以压水堆核电站相关材料为主，但也适当包含了与第四代核电站相关的材料。全书分上、中、下3册。主要内容包括核裂变燃料，核燃料元件的包壳材料，核反应堆压力容器钢，蒸汽发生器材料，反应堆堆芯中各种构件材料，材料的辐照效应，核反应堆的控制、中子慢化与冷却剂材料，以及钠冷快中子增殖堆材料。本书可供从事核工程专业的科研人员和工程技术人员阅读参考，也可供高校及科研院所相关专业的师生参考。

能源是国民经济发展的重要支柱。随着我国国民经济的发展，对能源的需求越来越大，如果单靠燃烧化石能源，供应量则远不能满足要求，又会对环境造成严重的污染，因此，必须发展清洁能源。核电是一种清洁、高效、优质的能源。20世纪50年代，我国开始建立核工业体系，1985年3月我国自行设计的座300MW核电站开始建设，并在秦山核电基地投入运行，结束了大陆地区没有核电的历史。另外，通过引进国外先进的核电技术，经引进、消化、吸收和再创新，提高了我国在核电设计和建造方面的能力和水平。现在我国已经掌握了第三代压水堆的先进技术，设计了具有自主品牌的1000MW华龙一号压水反应堆核电站，示范工程已投入建设，首堆福清核电5号机组于2020年10月21日首次达到临界状态，向建成投产迈出了重要一步。同时，华龙一号已在漳州核电、昌江核电等核电项目中批量化核准建设。另外，我国单机功率更大并具有自主品牌的国和一号（CAP1400）第三代压水堆核电站在山东省荣成石岛湾投入建设。至2020年9月，我国已经投入商业运行的核电机组有48台（不包括台湾地区），在建的核电机组有14台。在核电的发展过程中，我们始终坚持发展与安全并重的原则，从核电站的设计、设备的制造、核电站的建造到运行管理等多个环节的质量都进行严格控制，以确保核电站运行的安全。在这许多环节中，建造核反应堆的材料又是基础的环节，只有材料的性能和质量得到保证，只有采用性能更加优良的材料，核电站的安全运行才有保障。另外，还需要研究材料在核反应堆服役过程中的性能和行为，只有掌握了这些规律才可能为开发性能更加优良的新材料提供依据。

核反应堆材料既具有材料的通性，又具有核的特性，因而，需要把建造核反应堆所用的各种材料从材料的领域中独立出来进行研究和讨论。我国建立核工业体系半个多世纪以来，已经取得了不少重要的成果，及时对核反应堆材料方面所取得的成果进行总结是非常必要的。本书取材于国内外大量相关资料，包含了我国科研和工程技术人员取得的大量成果。

本书的内容以压水堆的材料为主，因为压水堆是当前我国核电发展的主要堆型，但也适当包含了与第四代核电站相关的材料，这是因为我国的实验钠冷快中子增殖堆已经建成，工程示范堆的土建也已经在2017年底开工，这是核能利用和发展方针中三步走（热中子堆、快堆、聚变堆）的第二步。本书的前两章讲述核裂变燃料的问题，包括陶瓷燃料、金属燃料和弥散型燃料，这是核反应堆中的核心材料，通过核裂变释放出核能加以利用是核燃料中特有的问题。第3章讲述核燃料元件的包壳材料锆合金问题，由于锆合金具有特殊的核性能，是压水堆中一种重要的结构材料。包壳材料隔离了核燃料与冷却剂，防止它们之间发生反应，阻止放射性物质泄漏至冷却剂中，同时，还可将核裂变产生的热能传递至冷却剂，是核反应堆的道安全屏障。自2011年日本福岛核电厂事故后，提出了发展事故容错燃料（accident　tolerance　fuel，　ATF）组件的需求，希望发展一种新型的包壳材料替代锆合金，提高燃料元件在事故工况下的抵抗能力，但要实现这一目标还有一个漫长的过程。第4章和第5章讲述核反应堆压力容器钢的问题，由于压力容器是一个巨大的部件，在核反应堆中也是无法更换的部件，但是它在服役过程中因受到中子辐照，钢的韧脆转变温度升高导致无法继续使用，因而，压力容器钢的辐照脆化问题是制约核电站服役寿命的主要因素。第6章讲述蒸汽发生器材料，蒸汽发生器是将冷却核燃料元件过程中生成的高温高压一回路水通过热交换将二回路水加热生成无放射性的高温高压蒸汽的环节，它的稳定运行与核电站的经济性和安全性密切相关。第7章讲述反应堆堆芯中各种构件所用的不锈钢及镍基合金等材料在高温高压水及中子辐照环境下的降级失效问题，这是反应堆材料在服役时所特有的问题，与核电的经济性和安全性密切相关，也是开发新材料时应该首先关心的问题。第8章讲述材料的辐照损伤问题，这是反应堆材料服役时遇到的特殊问题。材料在受到中子照射轰击时，晶体点阵会因为原子的离位而产生缺陷和损伤，中子被原子核俘获后又会产生各种不同的核反应，这些过程都会引起材料性质的改变。虽然在其他各章中或多或少会提到这方面的问题，但是作为反应堆材料在服役时遇到的这类重要问题，仍然有必要以独立的章节来论述其基本规律。第9章讲述中子的慢化、控制和屏蔽材料，这是保证核反应堆运行时的可控性和安全性所必需的材料，也是核反应堆中的特殊材料。第10章讲述钠冷快中子增殖堆材料，由于快堆在运行时不仅消耗核燃料，而且还可以增殖核燃料，可以将不能发生裂变的238U转化为可裂变的239Pu，因而这种反应堆中所用的核燃料、冷却剂及结构材料等与压水堆的都有所不同，该章讲述快堆中的核燃料和结构材料等问题。

我国核电的快速发展需要大批掌握核电工程技术的人才，除了过去少数几所高校设置了核工程专业外，近几年又有多所高校增设了核工程专业。在这样的背景下，由我国科技人员撰写出版核反应堆材料方面的书籍是非常必要的，及时总结取得的成果，便于该领域内的科研和工程技术人员及相关专业的在校师生阅读参考。本书组织了老、中、青三代人参加撰写，既体现了老一代人在发展我国核工业中做出的贡献，也体现了青年一代人在我国核工业发展过程中的茁壮成长，在每一章的辑封处都注明了作者的名字，
在本书的前言中不再一一提及他们的名字。由于作者众多，内容广泛，
可能存在表述不妥及
文字错误之处，敬请读者批评指正。

周邦新
2020年11月于上海大学

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