AP1000和华龙一号是具有国际领先水平的第三代压水堆核电站的代表，AP1000和华龙一号核电站的工程首堆均在我国建造，其核岛关键设备包括压力容器、蒸汽发生器、异形整体锻造主管道、堆内构件、主泵等，上述关键设备的大型一体化设计和服役寿期延长对材料技术及其部件制造技术提出了严峻挑战。其中，压力容器508-3-1钢超大型锻件、蒸汽发生器用508-3-2钢及其大锻件、Inconel690合金传热管是我国首次研制，异形整体锻造316LN主管道和F6NM压紧弹簧锻件是国际首次研制。本书在可公开发表资料范围内，较为详细地介绍了我国自主研制上述核岛关键设备材料技术及其部件制造技术的过程，是迄今压水堆核岛关键设备材料工程技术前沿。
样章试读
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丛书序
前言
第1章 压水堆核电站核岛及关键材料 1
1.1 压水堆核电站核岛结构概况 1
1.2 压水堆核岛关键设备 2
1.2.1 压力容器 2
1.2.2 蒸汽发生器 5
1.2.3 主泵 6
1.2.4 稳压器 7
1.2.5 传热管 8
1.3 压水堆大锻件用钢的发展历史 10
1.4 压水堆大锻件技术的发展 13
1.5 压水堆大锻件主要制造企业 21
参考文献 22
第2章 压力容器用SA508Gr3Cl1钢 24
2.1 SA508Gr3Cl1钢成分体系 24
2.1.1 SA508Gr3Cl1钢成分演变 24
2.1.2 元素对SA508系列钢的影响 25
2.2 SA508Gr3Cl1钢大锻件淬透性深化研究 26
2.2.1 合金元素对SA508Gr3Cl1钢淬透性的影响 27
2.2.2 合金元素对SA508Gr3Cl1钢组织和性能的影响 35
2.3 SA508Gr3Cl1钢工业条件淬透性极限评估 54
2.3.1 SA508Gr3Cl1钢压力筒体整体淬火数值模拟 54
2.3.2 SA508Gr3钢极限淬透性 67
2.4 SA508Gr3Cl1大锻件低温韧性关键影响因素研究 68
2.4.1 试验材料与方法 68
2.4.2 韧性断裂的影响因素 70
2.4.3 低温脆性断裂的影响因素 70
2.4.4 小结 77
2.5 SA508Gr3Cl1钢大锻件热成型关键因素研究 78
2.5.1 试验材料及方法 78
2.5.2 SA508Gr3Cl1钢的高温流变曲线 78
2.5.3 SA508Gr3Cl1钢的热变形方程 79
2.5.4 SA508Gr3Cl1钢的热加工图 80
2.5.5 变形条件对SA508Gr3Cl1钢显微组织的影响 81
参考文献 82
第3章 蒸汽发生器用SA508Gr3Cl2钢 83
3.1 SA508Gr3Cl2钢的工程应用背景 83
3.2 SA508Gr3Cl2钢超大锻件冷却过程温度场研究 86
3.2.1 淬火温度场有限元模型的建立 86
3.2.2 淬火温度场计算 90
3.3 SA508Gr3Cl2钢超大锻件成分优化设计 97
3.3.1 大锻件用SA508Gr3Cl2钢中主要合金元素的作用 98
3.3.2 合金元素对SA508Gr3Cl2大锻件的影响 99
3.3.3 SA508Gr3Cl2钢大锻件中C、Si含量的控制范围 102
3.3.4 SA508Gr3Cl2钢大锻件中Al含量的控制范围 110
3.4 SA508Gr3Cl2钢超大锻件热处理工艺与性能优化研究 111
3.4.1 SA508Gr3Cl2钢的连续冷却转变组织 111
3.4.2 大锻件典型部位冷却过程的组织与性能变化 113
3.5 采用Thermo Calc软件计算平衡态相 128
3.5.1 热力学计算试验材料 129
3.5.2 热力学计算结果与讨论 129
3.5.3 热力学计算验证 130
参考文献 131
第4章 主管道用316LN控氮不锈钢 132
4.1 引言 132
4.2 316LN钢热变形行为的研究 132
4.2.1 316LN钢的高温流变行为 133
4.2.2 316LN钢的热变形方程 135
4.3 316LN钢流变失稳机理 137
4.3.1 变形温度对显微组织的影响 137
4.3.2 应变速率对显微组织的影响 138
4.3.3 动态再结晶晶粒尺寸与热变形条件间的定量关系 139
4.3.4 热加工图 139
4.3.5 流变失稳机制与典型组织特征 141
4.4 316LN钢亚动态再结晶行为 142
4.4.1 双道次压缩流变曲线 143
4.4.2 热变形后再结晶的模型 143
4.5 元素对316LN钢热成型性的影响 144
4.5.1 Nb添加对316LN钢动态再结晶行为的影响 145
4.5.2 N含量对316LN钢动态再结晶行为的影响 147
第5章 堆内构件用钢 149
5.1 引言 149
5.2 Z12CN13钢关键性能研究 150
5.2.1 Z12CN13钢成分设计 150
5.2.2 关键性能研究 150
5.2.3 小结 163
5.3 改型403钢成分优化设计 164
5.3.1 成分设计 164
5.3.2 关键性能研究 167
5.3.3 小结 173
5.4 F6NM钢成型工艺研究 174
5.4.1 试验材料及方法 174
5.4.2 高温流变行为 175
5.4.3 热加工图 177
5.4.4 小结 177
第6章 传热管用Inconel690合金 179
6.1 Inconel690合金超纯净冶炼 179
6.1.1 Inconel690合金超纯净冶炼热力学研究 179
6.1.2 Inconel690合金超纯净冶炼动力学研究 181
6.1.3 Inconel690合金超纯净冶炼实践 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合金凝固中元素偏析 190
6.2.3 Inconel690合金凝固中析出相 195
6.2.4 小结 199
6.3 Inconel690合金冷/热加工性能研究 200
6.3.1 Inconel690合金冷加工性能 200
6.3.2 Inconel690合金的热加工性能 201
6.4 Inconel690合金热处理工艺研究 205
6.4.1 固溶处理与晶粒长大倾向 205
6.4.2 退火处理与碳化物析出 207
6.4.3 特殊热处理对微观组织的影响 209
第7章 核岛其他关键设备材料 212
7.1 引言 212
7.2 主泵轴材料 212
7.2.1 主泵轴材料的性能要求 212
7.2.2 微观组织对力学性能的影响 213
7.2.3 磁性能的影响因素 215
7.2.4 主泵轴材料性能测试 216
7.2.5 小结 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合金样品的制备 222
7.3.3 Ag-In-Cd-Sn合金的密度及热物性能分析 223
7.3.4 Ag-In-Cd-Sn合金微观组织及相变分析 228
7.3.5 Ag-In-Cd合金与Ag-In-Cd-Sn合金的压缩蠕变行为 231
7.3.6 Ag-In-Cd堆内辐照行为的综合评价 234
7.3.7 小结 242
参考文献 242
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