压水堆核电站用金属材料
核电厂结构常用金属材料
如：Q235A.F， 即该钢是屈服强度为235MPa，A 级的沸腾钢。
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8
碳素结构钢的用途
Q195，Q215，Q235A，Q235B等钢塑性较 好，有一定的强度，通常轧制成钢筋、钢板、 钢管等用于桥梁、建筑物等的构件，也可用 来做普通的螺钉、螺帽、铆钉等。
1912年德国人在法国研究并发现：如果钢中含足量的Cr和Ni， 就能抗氧化和耐酸腐蚀。研究报告在1920年发表并开始生产 和应用这类钢。
这是不锈钢发现和使用的开始，由于这类钢的性能优良，因 此在一个世纪里发展很快。现代不锈钢已经有很多的类型， 它们被用来满足各种不同的需要。
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16
不锈钢的成分特点
“16Mn”表示钢中平均含碳质量分数为0.16%， 并且含较多的Mn的优质碳素结构钢。
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优质碳素钢用途
主要用于制造各种机器零件。
08F钢塑性好，可用于制造冷冲压零件；
10、20钢冷冲压性和焊接性能好，用作冲压 件和焊接件，经热处理（渗碳）也可制造轴、 销等零件；
35、40、45、50钢经热处理可获得良好的综 合机械性能，可用于制造齿轮、轴、套筒等 零件；
第四章
核电厂结构常用金属材料
Hale Waihona Puke 完整版课件ppt1
内容提要
4.1 碳钢 4.2 不锈钢 4.3 有色金属 镍及镍合金 钛及钛合金 轴承合金
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2
4.1 碳钢
碳钢由于其冶炼、加工方便，价格低廉，有 一定的强度，同时塑、韧性还比较好，因此 广泛地在工业、农业、国防中得到应用。核 电厂中也有应用，核电厂安全壳内层使用碳 钢，压力容器使用低合金碳钢。
核电铝合金挤压管材
核电铝合金挤压管材
核电铝合金挤压管材是一种应用于核电站冷却系统的铝合金材料，执行的国家标准为GB/T 37579-2019。
该标准规定了非核级核电冷却用铝合金挤压管材的要求、试验方法、检验规则和标志、包装、运输、贮存及质量证明书与订货单（或合同）内容等。
核电铝合金挤压管材的适用范围包括压水堆核电站常规岛的二回路及三回路系统管道中的辅助冷却水系统、闭式冷却水系统等。
起草单位包括辽宁忠旺集团有限公司、有色金属技术经济研究院、国合通用测试评价认证股份公司、山东南山铝业股份有限公司、广东永利坚铝业有限公司、广东高登铝业有限公司、广东华昌铝厂有限公司、西南铝业（集团）有限责任公司、山东兖矿轻合金有限公司、东北轻合金有限责任公司等。
核电铝合金挤压管材具有较高的安全性能和可靠性，在核电站建设和运营过程中发挥着重要作用。
核电站压力容器概述.
控制棒
核反应堆的开、停和核功率的调节都由控制棒控制。控制棒内的材料能强 烈吸收中子，可以控制反应堆内链式裂变反应的进行。
控制棒按功能分三种， 功率棒，温度棒，安全 停堆棒
控制棒按组成分两种，黑棒 和灰棒。黑棒具有较强的中 子吸收能力。灰棒主要是不 锈钢，其中子吸收能力较弱
反 应 堆 冷 却 剂 系 统 图
谢谢
安全棒可抑制反 应性的增加，因 为它具有很强的 吸收中子的本领。 平时安全棒被置 于堆芯之外，发 生事故时靠重力 或其他外力，在 0.1～l秒的时间 内自动插入堆芯， 将链式反应熄灭， 以免造成损坏或 危险
压力容器
压力容器是核电站第二道屏障
什么是压力容器？
为了与一般容器(常压容器)相区别，只有同时满足下列三 个条件的容器，才称之为压力容器： 1：工作压力大于或者等于0.1Mpa（不含液体静压力） 2：内直径大于等于0.15m。且容积（V）大于等于0.025立 方米，工作压力与容积的乘积大于或者等于2.5MPa-L
核电一回路 压力容器
燃料棒
铀矿石经过开采、初加工、铀转化，进而 加工成核燃料元件。 压水堆核电站用的是铀-235富集度为3%左 右的核燃料。
以百万千瓦 级压水堆核 电站为例， 通常核反应 堆内有157 个核燃料组 件，每个组 件由17×17 根燃料棒组 成。
3
瓷芯块为直径1厘米，高度1厘米 的圆柱体。几百个芯块叠在一起 装入直径1厘米，长度约4米，厚 度为1毫米左右的细长锆合金材料 套管内，因为核裂变反应就像是 在燃烧原子
反应堆冷却系统
反应堆冷却剂系统
系统的功能
1.是核电厂正常功率运行将堆内产生的热量载出，并通过蒸汽发 生器传给二回路工质，产生蒸汽，推动汽轮机机组发电。 2.在停堆后的第一阶段。经蒸汽发生器带走堆内的衰变热。 3.系统的压力边界构成防止裂变产物释放到环境中的一道屏障。 4.反应堆冷却剂作为可溶化学毒物硼的载体，并起慢化剂和反射 层作用。 5.系统的稳压器用来控制一回路的压力，防止堆内发生偏离泡核 沸腾，同时对一回路 系统实行超压保护。
压水堆核电站在役检查用无损检测技术发展概况
工作研究—34—压水堆核电站在役检查用无损检测技术发展概况李 宁（中核辽宁核电有限公司，125000）前言：压水堆核电站服役过程中，一些核电部件必须定期检查和保养，无损检测技术具体指在不损坏核部件的情况下，充分利用物理或化学手段，合理运用信息技术，准确检测部件的内部和结构表面，以确保压水堆核电站良好稳定运行。
在许多无损检测技术中，渗透检测和磁粉检测都属于表面检测方法，而超声检测技术和射线检测属于体积检测法。
1无损检测基本要求无损检测是产品质量控制或生产过程控制的一种有效手段，在压水堆核电站中，无损检测需要结合材料和部件的特点，选择最恰当的检测方法，进而确定科学合理的检测程序，并使用与之相匹配的检测工具，以确保无损检测期间不会损坏部件。
压水堆核电站回路系统含有极强放射性物质，因此设备一直都是处于高剂量辐照环境中。
为了确保压水堆核电站的良好稳定运行，在设备制造和安装时，有必要进行无损检测。
设备设计过程中，应制定科学合理、适应性强的技术规范，进一步明确检测程序，确保检测方法科学有效。
在设备制造过程中，需要及时检查原材料和零部件，以保证设备满足使用要求。
在安装设备时，应及时检查安装现场的适用材料。
压水堆核电站在役检查存在一定风险，要求相关人员在规定时间内尽可能完成检查工作。
在检验标准和规范方面，不同压水堆核电站需要采用差异化的检验标准。
如秦山一期核电站主要按照美国ASME 检验标准进行检查，秦山二期核电站则按照法国rse-m 检验规范执行，岭东核电站、台山核电站都采用法国rse-m 检验标准。
我国压水堆核电站在役检验标准和规范复杂多样。
核电厂将直接采购NDT 通用设备，并安排拥有国家核工业无损检测资质的人员开展此项工作。
2压水堆核电站在役检查用无损检测技术发展2.1渗透检测和磁粉检查技术 相关工作人员在采用渗透检测和磁粉检测技术之前，通常都会先用目视检查方法，以便从视觉上找出设备或零件表面的缺陷。
当检验人员靠近被检部位时，能用肉眼初步检查设备。
压水堆核电站组成资料
压水堆核电站组成上一条新闻核安全名词解释下一条新闻核电站的控制调节与安全保护enterlsb转载|栏目：电力规范| 2007-08-06 23:12:09.42 | 阅读433 次压水堆核电站由压水堆、一回路系统和二回路系统三个主要部分组成。
2-1 压水堆主要部件2-1-1 堆芯堆芯结构是反应堆的核心构件，在这里实现核裂变反应，核能转化为热能；同时它又是强放射源。
因此堆芯结构的设计是反应堆本体结构设计的重要环节之一。
压水堆堆芯由若干个正方形燃料组件组成，这些组件按正方形稠密栅格大致排列成一个圆柱体。
用富集度为2%—4.4%的低富集铀为燃料。
所有燃料组件在机械结构和几何形状上完全一致，以简化装卸料操作和降低燃料组件制造成本。
燃料组件采用17×17根棒束，其中除少数插花布置的控制棒导向管外都是燃料棒。
棒束外面无组件盒，以减少中子俘获损失和便于相邻组件水流的横向交混。
图2—1（a）表示压水堆堆芯横剖面图，图2—1(b)表示压水堆燃料组件。
图2-1(a) 压水堆堆芯横剖面图图2-1(b) 压水堆燃料组件燃料棒的芯体由烧结的二氧化铀陶瓷芯块叠置而成。
烧结二氧化铀的耐腐蚀性、热稳定性和辐照稳定性都好，能保证为经济性所要求的>50000MW.d/tu的单棒最大燃耗深度。
燃料棒包壳采用吸收中子少的锆合金以降低燃料富集度。
燃料棒全长2.5—3.8M，用6—11个镍基合金或锆合金制的定位格架固定其位置。
定位格架燃料组件全长按等距离布置以保持燃料棒间距并防止由水力振动引起的横向位移。
堆芯一般分为三区，在初始堆芯中装入三种不同富集度的燃料，将最高富集度的燃料置于最外区，较低富集度的两种燃料按一定布置方式装入中区和内区，以尽量展平中子通量。
第一个运行周期由于全部都是新燃料而比后备反应性在运行周期间将随着可燃物的消耗逐渐释放出来。
第一个运行周期的长度一般为1.3—1.9年。
以后每年换一次料，将1/3或1/4堆芯用新燃料替换，同时将未燃尽的燃料组件作适应的位置倒换以求达到最佳的径向中子通量分布，倒换方案由燃料管理设计程序制定。
压水堆核电站反应堆压力容器材料概述
2、热处理：热处理是改善材料力学性能和耐腐蚀性能的重要手段之一。通 过对材料进行适当的热处理，可以优化材料的组织结构，提高材料的综合性能。 常用的热处理方法包括固溶处理、时效处理等。热处理过程中需严格控制加热温 度和冷却速度等参数，以确保热处理效果符合设计要求。
3、防腐处理：反应堆压力容器在运行过程中会受到各种化学物质的侵蚀， 因此需要进行防腐处理以提高其耐腐蚀性能。常用的防腐处理方法包括表面涂层、 金属衬里等。防腐处理前需对材料的表面进行处理，以去除杂质和氧化物，提高 防腐处理效果。
压水堆核电站建模控制的方法
压水堆核电站的建模控制方法主要包括以下几方面：
1、建模语言：采用系统动力学建模语言，如Simulink或Modelica，对压水 堆核电站进行动态建模。这些语言具有强大的图形化界面和丰富的模型库，能够 方便地构建复杂的系统模型。
2、控制器设计：结合模型的特点和实际控制需求，设计相应的控制器。例 如，可以采用PID控制器、模糊控制器等来实现对核电站系统的有效控制。
2、数据采集和处理：通过采集压水堆核电站的实际运行数据，对数据进行 预处理、存储和分析。这有助于提高仿真软件的准确性和可靠性。
3、界面设计：为了方便用户的使用，仿真软件应具备良好的用户界面。界 面设计应直观、易操作，并能够实时显示仿真结果。
4、模块集成与测试：将设计好的功能模块进行集成，并对仿真软件进行测 试。确保软件能够正常运行，并满足压水堆核电站的仿真需求。
压水堆核电站反应堆压力容器材料 概述
01 引言
03 材料特性
目录
02 材料选择 04 制造工艺
05 监控制度
07 参考内容
目录
06 安全保障
引言
压水堆核电站是核能发电的重要形式之一，其反应堆压力容器是核电站中的 关键设备之一。反应堆压力容器不仅承受着高温高压的工作环境，还需抵抗各种 辐射和化学腐蚀的侵蚀。因此，反应堆压力容器的材料选择、制造工艺和安全保 障等方面都至关重要。本次演示将概述压水堆核电站反应堆压力容器材料的重要 性和应用场景，材料的选择和特性，制造工艺以及安全保障等方面的内容。
压水堆核电站及燃料元件相关标准
I C S27.120.30F48案15828-2005EJ/T 542－2005代替E J/T 542-1991烧三氧化二-二氧化块S peci f i cat i on f or si nt er ed gadol i ni um oxi de-uranium di oxi de pel l et s2005－04－11发布2005－07－01实施国防科学技术工业委员会前本标准代替EJ/T 542-1991《烧结三氧化二钆-二氧化铀芯块技术条件》。
本标准与EJ/T 542-1991相比主要有以下变化：a) 对原标准“化学要求”一节中的杂质、氧金属比进行了修订，取消了原标准对气体含量的要求；) 取消对当量硼含量的要求；对原标准“物理要求”一节中的芯块密度以及表面缺陷等内容进行了修订；) 对原标准“试验方法”至“标志、包装、运输、贮存”的结构进行了调整；增加了“质量保证”一章。
本标准由中国核工业集团公司提出。
本标准由核工业标准化研究所归口。
本标准起草单位：中国核动力研究设计院。
本标准主要起草人：易伟、代胜平、唐月明、沈洪、邹从沛、戴受惠。
本标准于1991年10月首次发布。
氧化-氧化块1本标准规定了烧结三氧化二钆-二氧化铀芯块的技术要求、批料要求，以及取样及试验、验收规则、标志、包装、运输、贮存和质量保证的要求。
本标准适用于轻水堆中使用的烧结三氧化二钆-二氧化铀芯块，也适用于含有任何235U富集度的铀和不同三氧化二钆质量分数的三氧化二钆-二氧化铀芯块。
2下列文件中的条款通过本标准的引用而成为本标准的条款。
凡是注日期的引用文件，其随后所有的修改单（不包含勘误的内容）或修订版均不适用于本标准，然而，鼓励根据本标准达成协议的各方研究是否可使用这些文件的最新版本。
凡是不注日期的引用文件，其最新版本适用于本标准。
GB/T 10265 核级可烧结二氧化铀粉末技术条件GB/T 11927 二氧化铀芯块的密度和开口孔隙度测定 液体浸渍法EJ/T 543 核级三氧化二钆粉末技术条件EJ/T 687 烧结二氧化铀芯块承载能力试验方法33.1使用符合GB/T 10265的二氧化铀粉末和EJ/T 543的三氧化二钆粉末作为制造三氧化二钆-二氧化铀芯块的原料。
压水堆核电站_
压水堆核电站压水堆核电站用铀制成的核燃料在一种叫“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量热能，再用处于高压力下的水把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动气轮机带着发电机一起旋转，电就源源不断地产生出来，并通过电网送到四面八方。
这就是最普通的压水反应堆核电站的工作原理。
压水堆核电站由反应堆、一回路系统、二回路系统以及电站的配套设施等主要部分组成。
压水堆燃料是高温烧结的圆柱形二氧化铀陶瓷块，直径约8毫米，高13毫米，称之为燃料芯块。
其中铀－235的浓缩度约3％。
燃料芯块－个一个地重叠着放在外径约9.5毫米，厚约0．57毫米的锆合金管内，锆管两端有端塞。
燃料芯块完全封闭在锆合金管内，构成燃料元件。
这种锆合金管称为燃料元件包壳。
这些燃料元件用定位格架定位，组成横截面是正方形的燃料组件(见图4-2)。
每一个燃料组件包括两百多根燃料元件。
一般是将燃料元件排列成横十七排、纵十七行的17×17的组件，中间有些位置空出来放控制棒。
控制棒的上部连成－体成为棒束。
每一个棒束都在相应的燃料组件内上下运动。
控制棒在堆内布置得很分散，以便堆内造成平坦的中子通量分布。
燃料组件外面不加装方形盒，以利于冷却剂的横向流动。
加上端部构件，整个组件长约四米，横截面为边长约20厘米的正方形。
图4－3是典型压水堆压力容器与堆芯结构原理图；图4－4为压力容器的结构布置图。
由燃料组件组成的堆芯放在一个很大的压力容器内。
控制棒由上部插入堆芯。
在压力容器顶部有控制棒的驱动机构。
作为慢化剂和冷却剂的水，由压力容器侧面进来后，经过吊篮和压力容器之间的环形间隙，再从下部进入堆芯。
冷却水通过堆芯后，温度升高，密度降低，再从堆芯上部流出压力容器。
一般入口水温300C ο，出口水温332C ο，堆内压力15.5Mpa 。
一座100万千瓦的压水堆，堆芯每小时冷却水的流量约6万吨。
这些冷却水并不排出堆外，而是在封闭的－回路内往复循环。
堆芯放了一百多个燃料组件，这些组件总共包括四万多根三米多长、比铅笔略粗的燃料元件。
GH690化学成分及物理性能参数
GH690化学成分及物理性能参数Inconel 690(GH690)中文名Inconel 690名义成分62Ni-28Cr-10Fe主要特征具有优良的抗腐性能和热稳定性用途压水反应堆的蒸汽发生器化学成分镍基690合金化学成分(质量百分比)。
物理性能退火处理态690合金的物理性能和力学性能。
特殊性能690合金具有优良的抗晶间腐蚀和抗晶间应力腐蚀开裂的能力，主要用于压水堆核电站蒸汽发生器传热管材料。
压水堆核电站蒸汽发生器传热管用材料经过了一个发展历程，包括304奥氏体不锈钢、600合金、800合金和690合金。
对600合金服役中的腐蚀失效研究表明，晶间腐蚀和晶间应力腐蚀开裂是主要问题。
690合金作为压水堆核电站蒸汽发生器传热管材料，从上世纪90年代投入使用以来还没有发现破损的报道。
品种规格与供应状态gh690/定尺切-- 焊接性能好gh690合金钢gh690高速工具钢gh690碳素工具钢gh690化学成分gh690机械性能gh690产品规格gh690材质证明gh690力学性能gh690现货尺寸gh690库存信息gh690厂家直销gh690格gh690原材料现货、gh690销售圆钢gh690坯料、gh690板材：新闻gh690性能gh690材料gh690材质gh690牌号gh690钢材gh690板材gh690带材gh690现货gh690报价gh690价格gh690销售gh690 钢材规格说明：gh690 钢材价格说明：不锈钢，合金钢销售价格，模具钢价格，钢材价格，销售价gh690 钢材主要别称：不锈钢，合金结构钢，结构钢，铝材，钢材，模具钢，模具材料，耐磨板。
gh690 金属材料名称：合金钢、不锈钢，铝材、弹簧钢、耐磨板、高速钢、碳钢. 、车光圆、锻圆、光圆、冷轧gh690坯料、gh690板材gh690gh690 圆钢gh690材料，gh690合金钢，gh690 小圆棒，gh690现货直销商gh690 锻圆gh690价格，gh690东北特钢，gh690 厂家直销价gh690 轧圆gh690批发，gh690东特，gh690 现货资源，gh690合金钢批发gh690 板材gh690销售，gh690抚顺特钢，gh690 现货规格，gh690钢材gh690 薄板gh690代理，gh690抚顺钢，gh690 工艺，gh690是什么材料gh690坯料、gh690板材※gh690规格全：gh690的规格尺寸：gh690棒材：黑皮棒冷拉棒光亮棒研磨棒直径1.0mm-300mm 长度6米定尺均有库存gh690板材: 卷板（薄板）平）gh690带材：不锈钢带普通带高精带0.01mm-2.0mm*600mm*C 公差（正负0.02mm)gh690管材：圆管焊接管无缝管可以供应各种规格的热轧板、冷轧板、带材、棒材、丝材、管材、和锻件。
电站常用金属材料硬度值
电站常用金属材料硬度值
1.铁
铁是电站常用的金属材料之一，常见的铁材包括普通碳素钢、合金钢等。
普通碳素钢的硬度通常在HRC（洛氏硬度）的20-60之间，硬度值越
高表示材料越坚硬。
合金钢的硬度值一般在HRC的30-70之间。
2.铜
铜是电站中常用的导电金属材料之一，常见的铜材包括纯铜、黄铜等。
纯铜的硬度很低，通常在HB（布氏硬度）的40以下。
而黄铜的硬度相对
较高，一般在HB的80左右。
3.铝
铝是电站中常用的轻金属材料之一，具有良好的导电性和导热性。
不
锈钢的硬度值很高，一般在HB的60-110之间。
根据不同的合金成分，铝
合金的硬度值会有所不同。
4.不锈钢
不锈钢是电站中常用的耐腐蚀金属材料之一，常见的不锈钢包括304
不锈钢、316不锈钢等。
不锈钢的硬度值通常在HRC的20-60之间。
5.钛
钛是电站中常用的轻金属材料之一，具有较高的强度和耐腐蚀性。
钛
的硬度值通常在HB的120左右。
6.锰钢
锰钢是一种高强度的合金钢，主要用于耐磨、耐冲击的工作环境。
锰钢的硬度值通常在HB的150-220之间，硬度越高表示材料越坚硬。
7.铬钼钢
铬钼钢是一种高温高压的合金钢，主要用于电站锅炉等设备的制造。
铬钼钢的硬度值通常在HRC的30-60之间。
总的来说，电站常用的金属材料硬度值各不相同，不同的材料适用于不同的工作环境。
在电站的设计、维修和制造过程中，需要根据具体的工作要求选择合适的金属材料。
压水堆核电站反应堆压力容器金属材料概述
压水堆核电站反应堆压力容器金属材料概述压水堆核电站反应堆压力容器是在高温、高压流体冲刷和腐蚀，以及强烈的中子辐照等恶劣条件下运行的，因此ASME规范第Ⅺ卷要求，反应堆压力容器应采用优质材料、严格制造工艺、完善的试验和检查技术，且在服役期间必须定期进行检查。
1.反应堆压力容器结构和作用功率在1000MW及以上的普通压水堆核电站反应堆压力容器设计压力高达17MPa，设计温度在350℃左右，直径近5m，厚度超过20cm，有的单件铸锭毛重达500多吨，设计寿命至少要求40年。
因为其体积庞大，不可更换，所以压力容器的寿命决定了核电站的服役年限。
压水堆压力容器是由反应堆容器和顶盖组成，前者由下法兰(含接管段)、简体和半球形下封头组焊而成，顶盖由半球形上封头和上法兰焊接组成(或者为一体化顶盖)。
上下法兰面之间用两道自紧式空心金属(高镍耐蚀合金Im718或18—8钢)“0”形环密封。
为了避免容器内表面和密封面腐蚀，在压力容器内壁堆焊有大于5mm厚的不锈钢衬里。
为防止外表面腐蚀，压力容器外表面通常涂漆保护。
2.反应堆压力容器材料的发展史压水堆反应堆压力容器材料一般都是在工程上成熟的材料基础上改进而成的。
美国第一代压水堆核电站反应堆压力容器材料用的是具有优良工艺稳定性、焊接性和强度较好的锅炉钢A212B(法兰锻件为A350LFs)，由于A212B钢淬透性和高温性能较差，第二代改用Mn-Mo 钢A302B (锻材为A336)，该钢中的Mn是强化基体和提高淬透性的元素，它能提高钢的高温性能及降低回火脆性。
随着核电站向大型化发展，压力容器也随之增大和增厚，A302B钢缺口韧性差的不足就逐渐显露出来，为保证厚截面钢的淬透性，使强度与韧性有良好的配合，20世纪60年代中期又对A302B钢添加Ni，改用淬透性和韧性比较好的Mn-M-Ni钢A533B (锻材为A508一Ⅱ钢)。
并以钢包精炼、真空浇铸等先进炼钢技术提高钢的纯净度、减少杂质偏析，同时将热处理由正火+回火处理改为淬火+回火的调质处理，使组织细化，以获得强度、塑性和韧性配合良好的综合性能。
压水堆核电站的发电原理
压水堆核电站的发电原理把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动汽轮机带动发电机发电。
一回路反应堆堆芯因核燃料裂变产生巨大的热能，由主泵泵入堆芯的水被加热成327度、155个大气压的高温高压水，高温高压水流经蒸汽发生器内的传热U型管，通过管壁将热能传递给U型管外的二回路冷却水，释放热量后又被主泵送回堆芯重新加热再进入蒸汽发生器。
水这样不断地在密闭的回路内循环，被称为一回路。
二回路蒸汽发生器U型管外的二回路水受热从而变成蒸汽，推动汽轮发电机做功，把热能转化为电力：做完功后的蒸汽进入冷凝器冷却，凝结成水返回蒸汽发生器，重新加热成蒸汽。
这样的汽水循环过程，被称为二回路。
三回路三回路使用海水或淡水，它的作用是在冷凝器中冷却二回路的蒸汽使之变回冷凝水。
什么是核燃料?核燃料是可在核反应堆中通过核裂变产生核能的材料，是铀矿石经过开采、初加工、铀转化、铀浓缩，进而加工成核燃料元件。
压水堆核电站用的是浓度为3%左右的核燃料（铀一235）。
大亚湾核电站的核反应堆内有157个核燃料组件，每个组件由1717根燃料棒组成。
燃料棒由烧结二氧化铀芯块装入锆合金管中封焊构成。
一个燃料组件中有一束控制棒，控制核裂变反应。
利用核能生产电能的电厂称为核电厂。
由于核反应堆的类型不同，核电厂的系统和设备也不同。
压水堆核电厂主要由压水反应堆、反应堆冷却剂系统（简称一回路）、蒸汽和动力转换系统（又称二回路）、循环水系统、发电机和输配电系统及其辅助系统组成，其流程原理如图 2.1所示。
通常将一回路及核岛辅助系统、专设安全设施和厂房称为核岛。
二回路及其辅助系统和厂房与常规火电厂系统和设备相似，称为常规岛。
电厂的其他部分，统称配套设施。
实质上，从生产的角度讲，核岛利用核能生产蒸汽，常规岛用蒸汽生产电能。
反应堆冷却剂系统将堆芯核裂变放出的热能带出反应堆并传递给二回路系统以产生蒸汽。
通常把反应堆、反应堆冷却剂系统及其辅助系统合称为核供汽系统。
现代商用压水堆核电厂反应堆冷却剂系统一般有二至四条并联在反应堆压力容器上的封闭环路（见图2.2）。
压水堆核电站一回路主要活化腐蚀产物及水化学控制措施
压水堆核电站一回路主要活化腐蚀产物及水化学控制措施压水堆核电站一回路主要活化腐蚀产物包括铁、镍、铬和锰等金属离子，以及氢氧根离子和硼酸根离子等。
这些产物会影响核电站的运行稳定性和热效率，同时也对环境带来潜在风险。
为控制这些活化腐蚀产物的生成和影响，压水堆核电站采取了多种水化学控制措施。
其中包括：
1. 去离子水系统：通过去离子水系统减少水中的杂质和离子，减缓活化腐蚀的产生。
2. 化学清洗：定期进行化学清洗，清除一回路中的污垢和腐蚀产物，保证水循环系统的清洁和稳定性。
3. 加药控制：通过给水系统中加入适量的缓蚀剂和抗氧化剂等药剂，延缓金属腐蚀的产生和水化学反应的影响。
4. 氢气控制：控制系统中的氢气含量，减少氢气对金属材料的腐蚀作用。
5. 硼酸加注：加入适量的硼酸，控制系统中的酸碱平衡，减少金属材料的腐蚀和水的蒸发。
综合采取上述措施，可以有效地控制压水堆核电站一回路中的活化腐蚀产物的生成和影响，确保核电站的运行安全和稳定性。
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核电站简介
核电站简介核电站是利用核裂变或核聚变反应所释放的能量产生电能的发电厂。
目前商业运转中的核能发电厂都是利用核裂变反应而发电。
核电站一般分为两部分：利用原子核裂变生产蒸汽的核岛（包括反应堆装置和一回路系统）和利用蒸汽发电的常规岛（包括汽轮发电机系统），使用的燃料一般是放射性重金属：铀、钚。
1、简介：核电站又称核电厂，它指用铀、钚等作核燃料，将它在裂变反应中产生的能量转变为电能的发电厂。
核电厂主要以反应堆的种类相区别，有压水堆核电厂、沸水堆核电厂、重水堆核电厂、石墨水冷堆核电厂、石墨气冷堆核电厂、高温气冷堆核电厂和快中子增殖堆核电厂等。
核电厂由核岛（主要是核蒸汽供应系统）、常规岛（主要是汽轮发电机组）和电厂配套设施三大部分组成。
核燃料在反应堆内产生的裂变能，主要以热能的形式出现。
它经过冷却剂的载带和转换，最终用蒸汽或气体驱动涡轮发电机组发电。
核电厂所有带强放射性的关键设备都安装在反应堆安全壳厂房内，以便在失水事故或其他严重事故下限制放射性物质外溢。
为了保证堆芯核燃料在任何情况下等到冷却而免于烧毁熔化，核电厂设置有多项安全系统。
火力发电站利用煤和石油发电，水力发电站利用水力发电，而核电站是利用原子核内部蕴藏的能量产生电能的新型发电站。
核电站大体可分为两部分：一部分是利用核能产生蒸汽的核岛，包括反应堆装置和一回路系统；另一部分是利用蒸汽发电的常规岛，包括汽轮发电机系统。
核电站用的燃料是铀。
铀是一种很重的金属。
用铀制成的核燃料在一种叫“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量热能，再用处于高压力下的水把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动气轮机带着发电机一起旋转，就会产生电，这些电能通过电网送到四面八方。
这就是最普通的压水反应堆核电站的工作原理。
2、工作原理：核电站以核反应堆来代替火电站的锅炉，以核燃料在核反应堆中发生特殊形式的“燃烧”产生热量，使核能转变成热能来加热水产生蒸汽。
利用蒸汽通过管路进入汽轮机，推动汽轮发电机发电，使机械能转变成电能。
压水堆燃料组件 骨架
压水堆燃料组件骨架压水堆燃料组件骨架是核电站中的重要部分之一。
作为核反应堆的燃料装置，它承载着核能的释放和控制，确保核反应堆的正常运行和安全性。
本文将从压水堆燃料组件的结构、材料、工作原理等方面进行介绍。
一、压水堆燃料组件的结构压水堆燃料组件主要由燃料棒、燃料组件壳体以及燃料组件支撑系统等部分组成。
1.燃料棒：燃料棒是压水堆燃料组件的核心部分，通常由铀或钚等核燃料组成。
每个燃料棒都由一个密封的金属壳体包裹，以防止核燃料的泄漏。
2.燃料组件壳体：燃料组件壳体是燃料棒的保护壳，通常由耐腐蚀的材料制成，如不锈钢。
它能够承受高温和高压环境，确保核燃料的安全性。
3.燃料组件支撑系统：燃料组件支撑系统主要由支撑架和导向机构组成，用于将燃料组件固定在核反应堆中。
支撑架起到支撑燃料组件的作用，而导向机构则用于控制燃料组件的位置和姿态。
二、压水堆燃料组件的材料压水堆燃料组件的材料选择需要考虑其在高温和高辐射环境下的性能稳定性和耐腐蚀性。
常用的材料包括：1.燃料棒材料：燃料棒材料通常采用铀或钚等核燃料。
这些材料具有良好的核裂变性能和较高的热导率，能够有效地释放核能。
2.燃料组件壳体材料：燃料组件壳体通常采用不锈钢等耐腐蚀材料。
这些材料具有良好的耐高温和耐腐蚀性能，能够保护核燃料不受环境腐蚀。
3.燃料组件支撑系统材料：燃料组件支撑系统材料需要具有良好的力学性能和耐辐射性能。
常用的材料包括不锈钢和钼合金等。
三、压水堆燃料组件的工作原理压水堆燃料组件的工作原理是通过核燃料的裂变反应释放出的热能来产生蒸汽，驱动汽轮机发电。
其具体过程如下：1.核燃料裂变：核燃料在核反应堆中经历裂变反应，释放出大量的热能。
2.传热：燃料棒中的热能通过导热传递到燃料组件壳体上。
燃料组件壳体的外表面与压水堆中的冷却剂接触，使热能传递给冷却剂。
3.蒸汽生成：冷却剂通过吸收燃料组件壳体传来的热能，从而变为高温高压的蒸汽。
4.蒸汽驱动汽轮机：高温高压的蒸汽进入汽轮机，使汽轮机转动，产生电能。
RCC—M规范对核电金属材料的一些要求
一
压零件 以及涉及 安全功能的非承压零件所用 金属材料有相当多的特殊要求。该规范有一套 非常完整而 系统 的体 系来规范这些金属材料
的生产、采购和使用 ，具有很强的可操作性。 Ｒ Ｃ Ｍ规范第 １ Ｃ ． 卷各篇中的 ２０ 章说明 ００ 零件的技术规范是否适用、或是只有总则适
下面介绍 Ｒ Ｃ Ｍ 的 Ｍ１０３０ Ｃ． ０—０ 规范的一
两大类。零件是用来组装设备 的，例如，反应 些重要的、特殊要求 。
堆压力容器上部的椭圆封头；制 品则是用来制 造零件的，如用来制造椭圆封头的板材。在购 买零件采购技术规范范围内的零件时，必须参 照零件采购技术规范， 而不能按制品采购技术 规范， 尽管制 品采购技术规范的适用范围也包 括这些零件。因为零件采购技术规范主要是从 冶金 的角度提出了一些必须重视 的问题。
最后在第Ⅲ卷、 第Ⅳ卷和第 ｖ卷中， 还规
２１ Ｍ３ ０制 品和零 件的 通用要 求 ． ０
规范 Ｍ３０中规定 了有关制品与零件 的通 ０ 用要求，涉及轧制或锻制棒材 （ ２ ） 板材 Ｍ３ ０ 、 （ ３） Ｍ３０ 、管材 （ ４ ） Ｍ３０ 、锻件 （ ５ ） Ｍ３ ０ 、铸
件 （ ６ ）等，主要涉及到材料的生产制造 。 Ｍ３ ０ 除非专 门的采购技术规范中有特殊要求外 ，这
些要求 。此卷的 Ｂ 、Ｄ 、Ｇ、Ｈ、Ｊ 、Ｃ 、Ｅ 各篇 中的 ２０ ０ ０章给出了用于各篇所包括设备的制 品和零件制造相关材料的选择和使用条件，其 中 Ｂ Ｃ Ｄ、 、 、 Ｇ篇 中还规定 了奥 氏体或奥氏体
一
Ｒ ＣＭ 是法国关于压水堆核岛机械设备全部 Ｃ．
设计和建造活动的整套规则，同时 Ｒ ＣＭ 也 Ｃ ． 是法国锅炉及压力容器全 套规则与标准中主
核科学概论-反应堆3
东华理工大学 核工系
本堂课主要内容
压水堆核电站
概述
压水堆的结构形式多种多样，其结构特性要满足物理 设计和热工设计的基本要求，既要保证可控的裂变链 式反应可靠地进行，又要把裂变产生的热量及时带出。 一般来说压水堆主要是由反应堆压力容器、堆芯、堆 芯支撑结构、控制棒驱动机构等组成。
概述
核燃料
核动力反应堆内通常使用的燃料分成三种类型，即金 属型、陶瓷型和弥散体型。 金属型燃料 金属型燃料包括金属铀和铀合金两种，金属铀的优点 是密度高、导热性能好、单位体积内含易裂变核素多、 易加工。缺点是燃料可使用的工作温度低，化学活性 强，在空气中会氧化，在高温下只能与少数冷却剂相 容。 金属铀有三种不同结晶构造的同质异构体，分别为 α ， β和γ相铀。
燃料组件
目前电站压水堆普遍采用 17×17 排 列 的 燃 料 组 件 ， 每个组件由 289 个栅元，设 有 24 根控制棒导向管和一 根堆内中子通量测量管， 其余 264 个栅元装有燃料棒。 整个棒束沿高度方向设有 8~10 层 弹 簧 定 位 格 架 ， 将 元件棒按一定间距定位并 构成一束。
燃料组件
燃料元件棒
压水堆燃料元件由 燃料芯块、燃料包 壳管、压紧弹簧、 上下端塞等组成。
燃料组件
燃料元件棒是堆芯的核心构件，是核裂变链式反应的 发生地，也是核动力的热源。为了确保燃料元件棒在 整个寿期内的完整性，必须限制燃料和包壳的使用温 度。 UO2芯块放置在锆 -4合金包壳管中，装上端塞，把燃 料芯块封焊在里面，从而构成燃料元件棒。 燃料元件棒内有足够的预留空间和间隙，可以容纳燃 料裂变时释放出的裂变气体，允许包壳和燃料有不同 的热膨胀，保证包壳和端塞焊缝都不会超过允许应力。
压水堆核电站的工作原理
压水堆核电站的工作原理
压水堆核电站的工作原理是利用铀-235或钚-239核燃料的裂
变反应释放的热能来产生蒸汽，驱动涡轮发电机转动，最终产生电能。
在压水堆核电站中，核燃料以固体形式装入长而薄的金属管中，这些管被称为燃料棒。
多个燃料棒组成的燃料组装在核反应堆的核心区域内。
核反应堆中还包括有水、调节棒和冷却介质。
水被用作冷却剂和中子减速剂，它能吸收产生的热量并将其带出核反应堆。
调节棒的作用是调节反应的强度，负责减速或抑制裂变过程。
当核燃料棒被注入核反应堆后，发生裂变反应。
裂变释放的中子被水吸收并减速，与铀-235或钚-239核燃料发生链式反应，释放大量的热能。
在核反应堆中，水被加热并转化为高压蒸汽，然后通过管道输送到汽轮机中。
蒸汽驱动汽轮机的涡轮转动，转动的涡轮与发电机相连，将机械能转化为电能。
在发电之后，蒸汽会从汽轮机中排出，并通过冷凝器将其冷却变为液态水，然后再次被抽回核反应堆，循环利用。
压水堆核电站的工作原理基本上就是这样，通过核反应堆中核燃料的裂变反应来产生热能，再通过蒸汽驱动发电机来生成电能，最后通过冷凝器将蒸汽冷却后再次循环使用。
核电站设备主要金属材料
1.核岛用金属材料概述不同堆型，其结构和用途虽有所不同，但在实现核裂变反应和可控制的过程是相同的，都需要燃料元件、堆内构件、控制棒、反射层、冷却剂和慢化剂（快堆除外）以及包容他们的压力容器或压力管道等，因而需要各种各样的材料来制作相关部件，以实现核能向热能、热能向电能的安全、高效率的转化。
按照相关设备部件服役工况或使用功能的不同，核电设备可分为核一级、核二级、核三级和非核级。
有核级要求的设备，一般即称其所用材料为核电关键材料。
核电常用的关键材料大体可分为碳钢、不锈钢和特殊合金；若进一步细分，则有碳（锰）钢、低合金钢、不锈钢、锆合金、钛铝合金和镍基合金等，按品种则有铸锻件、板、管、圆钢、焊材等等。
核反应堆的发展，从一开始就包括了材料的开发与优化，材料的发展决定了其发展情况。
因为核电具有新的热传导条件及特殊的环境条件，如辐照或冷却剂腐蚀等，要求所用材料必须能适合于这些应用条件；强调材料的另一个原因，是核电站系统比常规电站有更高的安全要求。
由于我国目前主要是建造第二代成熟的1000MW压水堆核电站、通过技术引进并吸收国外先进技术以发展先进的第三代1000MW级压水堆核电站。
因此，本讲义以压水堆核电站为例，对其不同设备的用材做一简单介绍。
在压水堆核岛中，主要设备除反应堆及压力容器外，还有蒸汽发生器、冷却剂主泵机组、稳压器及主管道等。
由于这些部件在核岛内的位置、作用和工况不同，故材料的使用要求和环境条件也不尽相同，不同程度地存在辐照或酸腐蚀等；不仅要考虑常规的一些要求（如强度、韧性、焊接性能和冷热加工性能），而且须考虑辐照带来的组织、性能、尺寸等变化，如晶间腐蚀，应力腐蚀和低应力脆断、以及材料间的相容性、与介质的相容性，以及经济可行性等。
为便于从它们的服役特点中理解每个部件的功能、选择依据，下面将压水反应堆核岛内重要金属部件的工况、要求以及他们的所用材料体系简述如下。
1.1压水堆零/部件用金属材料1.1.1包壳材料包壳，是指装载燃料芯体的密封外壳。
压水堆燃料组件 骨架
压水堆燃料组件骨架压水堆燃料组件骨架是压水堆核电站中的重要部分，它承载着核燃料和冷却剂，保证了核反应安全和高效运行。
本文将从压水堆燃料组件骨架的结构、材料和功能等方面进行介绍。
一、结构压水堆燃料组件骨架由燃料组件外壳、传热件和支架等部分组成。
燃料组件外壳通常由不锈钢制成，具有良好的耐腐蚀性和封闭性，能够有效地防止核燃料的泄漏。
传热件包括燃料棒、燃料衬管和水环等，它们能够将核燃料释放的热量传递给冷却剂。
支架起到固定和支撑燃料组件的作用，保证其在运行过程中的稳定性和安全性。
二、材料压水堆燃料组件骨架的材料选择至关重要，它需要具有良好的耐高温、耐腐蚀和辐照稳定性。
一般采用不锈钢作为外壳材料，因其能够在高温和腐蚀环境下保持较好的性能。
燃料棒的材料通常是铀-铌合金或铀-锆合金，这些材料具有较高的燃烧效率和辐照稳定性。
燃料衬管通常由锆合金制成，因其具有良好的化学稳定性和辐照抗腐蚀性。
水环的材料主要是聚四氟乙烯，它具有优异的耐腐蚀性和封闭性。
三、功能压水堆燃料组件骨架的主要功能是保证核燃料的安全运行和高效利用。
首先，燃料组件外壳能够有效地隔离核燃料和冷却剂，防止核燃料的泄漏。
其次，传热件能够将核燃料释放的热量传递给冷却剂，使其沸腾并产生蒸汽，驱动涡轮发电机组发电。
同时，传热件还能够将冷却剂中的热量带走，保证核燃料的温度在安全范围内。
最后，支架能够固定和支撑燃料组件，防止其在运行过程中的振动和变形。
四、运行特点压水堆燃料组件骨架具有一些特点，这些特点保证了核反应的安全性和高效性。
首先，燃料组件外壳具有良好的封闭性，能够防止核燃料的泄漏，减少对环境的污染。
其次，传热件能够将核燃料释放的热量高效地传递给冷却剂，提高了核反应的热效率。
同时，传热件还能够带走冷却剂中的热量，保证核燃料的温度在安全范围内。
最后，支架能够固定和支撑燃料组件，保证其在运行过程中的稳定性和安全性。
总结起来，压水堆燃料组件骨架是压水堆核电站中不可或缺的部分，它承载着核燃料和冷却剂，保证了核反应的安全和高效运行。
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1.2 具体的材料技术要求
不管是美国的、法国的或我们自己的材料技术条件， 都包括下列内容： ——范围 ——引用的标准和文件 ——制造 ——化学成分 ——力学性能 ——无损检测 ——标记、清洁、包装和运输 ——质量证明书 ——买方的见证和验收等。
上述内容中比较重要的有： 制造、成分、性能、无损检测、见证 和验收。分别介绍一下。
例如，一级承压设备材料必须符合第Ⅱ卷D篇 1分篇表2A和2B中所列出材料技术条件要求，还 必须符合第Ⅲ卷NB分卷NB-2000章对所采用材料 制品的所有特殊要求。而且当两者有矛盾时，以 NB-2000章的规定为准。
常用的ASME第Ⅱ卷材料技术条件 （不包括SFA)
类 别 标准编号 标准名称
SA-20 SA-240 SA-285
常用的理化检验适用国标见下表
序号 1 2 3 4 5 6 7 8 标准编号 GB/T222-2006 GB/T20066-2006 GB/T223 GB/T226-91 GB/T228-2002 GB/T229-94 GB/T231-2002 GB/T232-1999 GB/T238-2002 标准名称 钢的成品化学成分允许偏差 钢和铁化学成分测定用试样的取样和制样方法 钢铁及合金化学分析方法 钢的低倍组织及缺陷酸蚀试验方法 金属拉伸试验方法 金属夏比缺口冲击试验方法 金属布氏硬度试验方法 金属弯曲试验方法 金属线材反复弯曲试验方法
关于材料的制造 应明确钢的冶炼工艺（常用的是电炉 、电炉加炉外精炼）、成型工艺（锻造、轧 制等）和热处理工艺（如调质处理、固溶处 理等），要求材料制造厂制定质保大纲和制 造工艺规程。重要的工艺规程，还应报买方 认可。
关于化学成分 应明确熔炼分析（浇钢时取样）和成品分 析必须满足的规定值，特别应注意对钢中残余 元素含量的控制，如S、P、Cu、Co等。
钢 管
SA-312 SA-351 SA-451 SA-182 SA-167 SA-163
常用的ASME第Ⅱ卷材料技术条件(续2)
类 别 标准编号 SA-484 SA-788 SA-193 SA-194 锻件 棒材 SA-540 SA-336 SA-479 SA-508 SA-166 SA-564 SA-637 标准名称 不锈钢棒材、钢坯及锻件通用要求 钢锻件通用要求 高温用合金钢和不锈钢螺栓材料 高温高压螺栓用碳钢和合金钢螺母 特殊用途合金钢螺栓连接材料 高温承压件用合金钢锻件 锅炉和压力容器用不锈钢棒材和型材 压力容器用经真空处理的淬火加回火碳钢和合金钢锻件 镍-铬-铁合金棒材、杆件和线材 镍合金锻件 高温用沉淀硬化镍合金棒材、锻件和锻坯
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压水堆核电站主要设备用材料 一回路承压容器 一回路承压容器包括反应堆压力容器 、蒸汽发生器、稳压器、主泵壳体等，都 是安全1级设备，其结构材料要求特别严格 ，用得最多的是SA-508 3级1类钢锻件。安 全端用316（0Cr17Ni12Mo2）锻管制造。
压水堆核电站主要设备用材料
堆内构件 堆内构件用得最多的是奥氏体不锈钢，秦山 核电站是321（0Cr18Ni10Ti）不锈钢。吊兰筒身 等用板材制造，吊兰底板等用锻件制造；导向筒 等用钢管制造。 压紧弹性环用1Cr13或1Cr13Mo锻件制造。 螺钉等紧固件用Inconel 718棒材加工制造。
续2
序号 21 22 23 24 25 26 27 28 29 30 标准编号 GB/T 8162-99 GB/T 8163-99 GB/T 14976-94 GB/T 14975-94 GB/T 13296-91 GB/T 11263-98 GB/T 3621-94 GB/T 3624-95 GB/T 3625-95 GB/T 2054-84 标准名称 结构用无缝钢管 输送流体用无缝钢管 输送流体用不锈钢无缝钢管 结构用不锈钢无缝钢管 锅炉、热交换器用不锈钢无缝钢管 热轧H型钢和部分T型钢 钛及钛合金板材 钛及钛合金管材 换热器及冷凝器用钛及钛合金管 镍及镍合金板
关于力学性能 应规定试样的取样部位和方向，试样 的形状尺寸、试验的方向以及验收标准。 力学性能包括拉伸、冲击韧性、落锤试验 、硬度等。拉伸试验一般应在室温和设计 温度下进行；冲击韧性应在规定的温度下 进行；落锤试验温度与承压设备的RTNDT （ 基准无塑性转变温度）有关。
关于金相检验 应分别规定材料的晶粒度、非金属夹 杂物和耐腐蚀性能（特别是奥氏体不锈钢 的晶间腐蚀倾向）。一般来说，核电设备 用的热加工材料，晶粒度应比较细，非金 属夹杂物比较少且分布均匀，奥氏体不锈 钢通过晶间腐蚀试验。
1.3 新材料的应用申请 为了保证核电站安全运行，核电设备材 料多选用成熟的规格，对于申请应用新材 料，在ASME中规定“应先请求ASTM（美国材 料试验协会）拟定规格，再提交规范委员 会批准。”同时还规定了申请批准所需提供 的全部资料。
RCC-M不仅规定安全级设备用材料（包 括零件和制品）必须满足RCC-M第Ⅱ卷的要 求（新材料必须通过鉴定并列入材料篇才 可使用），而且在M140中规定了重要部件 应通过技术鉴定，在M170中规定了热交换 器管子应通过预制批鉴定。
关于买方的见证和验收
见证点应事先商定并列入质量计划，特别当源 地见证将作为验收方式时，必须及时完成见证报 告，确认所见证的材料按订货合同生产并满足技术 条件的要求。材料的验收按HAD（我国核安全导则） 003/03可采取源地验证、收货检查和供方合格证验 收等方式，具体的方式应事先作出明确的规定。验 收不合格的材料买方可以拒收；卖方对拒收有异议 时，可提出复审（第三方仲裁）。
1.1.2 RCC-M的要求 按RCC-M(法国压水堆核岛机械设备设计 和建造规则）规定，核电站安全级设备用 零件或制品应根据第Ⅱ卷（材料）选择、 制造和验收。
RCC-M第Ⅱ卷的材料技术规范排列很有条理 ，按不同钢种和用途分为M1000碳钢、M2000合金 钢、M3000不锈钢、M4000特殊合金、M5000其他 材料和M6000铸铁件共103篇（2000版）。同时在 RCC-M第Ⅰ卷中，也明确规定了安全级设备的不 同零部件所适用的第Ⅱ卷中相应的技术条件。
续1
序号 10 11 12 13 14 15 16 17 标准编号 GB/T239-1999 GB/T242-1997 GB/T246-1997 GB/T2038-91 GB/T2975-98 GB/T241-1990 GB/T4161-84 GB/T4334.5-90 标准名称 金属线材扭转试验方法 金属管扩口试验方法 金属管压扁试验方法 金属材料延性断裂韧度JIC试验方法 钢材力学及工艺性能试验取样规定 金属管液压试验方法 金属材料平面应变断裂韧度kIC试验方法 不锈钢硫酸—硫酸铜腐蚀试验方法
我国对新材料用于核电安全级设备也持 慎重态度，包括材料代用也必须报批。
2 压水堆核电站主要设备用材料 燃料组件 燃料组件用材料包括核燃料（二氧 化铀等）、核燃料包壳管（锆合金）、控 制棒导向管（奥氏体不锈钢）、中子吸收 材料（银—铟—镉等）、定位格架（ Inconel 718）和相关组件（奥氏体不锈钢 钢管）。
常用的钢材国标见下表（供参考）
序号 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 标准编号 GB/T 699-1999 GB/T 700-1999 GB/T 3077-1999 GB/T 1591-1994 GB/T 4171-2000 GB/T 713-1997 GB/T 711-1988 GB/T 3531-1996 GB/T 6654-1996 GB/T 11251-1989 优质碳素结构钢 碳素结构钢 合金结构钢 低合金高强度结构钢 高耐候性结构钢 锅炉用钢板 优质碳素钢热轧厚板 低温压力容器用低合金钢钢板 压力容器用钢板 合金结构钢热轧厚钢板 标准名称
压水堆核电站用 金属材料
内容目录 1、压水堆核电站用金属材料的技术要求 2、压水堆核电站主要设备用材料 3、比较关注的三种核电设备用材料 4. AP1000压力容器主要材料
1 压水堆核电站用金属材料的 技术要求
1.1 原则要求 1.1.1 ASME BPVC的要求 按ASME(美国机械工程师学会）BPVC（锅炉 及压力容器规范）第III卷（核动力装置设备建 造准则）NCA-1221的要求，核电站设备用金属材 料必须满足第II卷（材料）SA、SB或SFA技术要 求，这些材料还应根据第III卷的规定制造、鉴 定和验收。也就是说，按ASME规范，核电设备材 料必须满足第II卷和第III卷要求。
压力容器用钢板通用要求 压力容器用铬及铬镍不锈钢板、薄板和钢带 压力容器用中、低强度碳素钢板 压力容器用锰钼和锰钼镍合金钢板 不锈和耐热钢轧制钢板、薄板及带钢通用要求 中、低温压力容器用谈钢板 压力容器用淬火加回火锰钼及锰钼镍钢板 中、低温压力容器用碳锰钢板 镍-铬-铁合金板材、薄板和带材
钢 板
SA-302 SA-480 SA-516 SA-533 SA-662 SA-168
续3
序号 25 26 27 标准编号 GB/T15248-94 GB/T6394-2002 GB/T10623-1989 标准名称 金属材料轴向等幅低循环疲劳试验方法 金属平均晶粒度测定法 金属力学性能试验术语
关于无损检测
材料均应经过某种或某几种无损检测，表明 材料的表面和内部没有不允许存在的缺陷。ASME 规范第Ⅴ卷（无损检测）中提到的检测方法包括 ：磁粉（MT）、液体渗透（PT）、超声波（UT） 、射线照相（RT）、涡流（ET）、目视（VT）、 泄漏（LT）和声发射（AE）检测。技术条件中应 规定发现存在超标缺陷时的处理方法。
常用的ASME第Ⅱ卷材料技术条件(续1)
类别 标准编号
SA-530 SA-213 SA-450 SA-106
标准名称
专门用途碳钢和合金钢公称管通用要求 锅炉、过热器和换热器用无缝铁素体和奥氏体合金钢管子 碳钢、铁素体合金钢和奥氏体合金钢管子通用要求 高温用无缝碳钢公称管 无缝和焊接奥氏体不锈钢公称管 承压元件用奥氏体、奥氏体-铁素体（双相）铸件 高温用离心铸造奥氏体钢公称管 高温用锻制或轧制合金钢公称管道法兰、锻制管配件、阀门 和零件 镍-铬-铁合金无缝公称管和管子 无缝镍和镍合金热交换器用管子