压水堆核电站控制棒驱动机构金属材料设计
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压水堆燃料棒若干设计准则的研讨
压水堆燃料棒若干设计准则的研讨随着能源需求的不断增长，核能作为一种清洁、高效的能源形式受到了越来越多的关注。
作为核反应堆中的核燃料元件，燃料棒的设计和制造质量直接影响着核反应堆的运行和安全。
本文将以压水堆燃料棒的设计为例，探讨燃料棒设计中的若干准则。
一、燃料棒的结构和材料燃料棒是核反应堆中的核燃料元件，其结构和材料的选择是至关重要的。
压水堆燃料棒通常采用锆合金作为外壳材料，铀-铜合金作为燃料。
锆合金具有高强度、耐腐蚀、耐辐照等优良特性，能够有效地保护燃料免受外界环境的影响。
铀-铜合金则具有较高的燃料密度和中子吸收截面，能够提高反应堆的热功率密度。
因此，在燃料棒的结构和材料选择时，应该充分考虑材料的力学性能、化学稳定性和辐照稳定性等因素。
二、燃料棒的寿命和更换核反应堆的运行时间越长，燃料棒的辐照损伤越严重，燃料棒的寿命也会逐渐缩短。
因此，在燃料棒的设计中，应该充分考虑其寿命和更换周期。
一般来说，燃料棒的寿命应该大于反应堆的设计寿命，以确保反应堆的长期稳定运行。
同时，燃料棒的更换周期也应该足够长，以降低更换成本和安全风险。
三、燃料棒的燃耗和补充燃料棒的燃耗是指燃料在反应堆中被裂变的程度。
燃耗越高，燃料的利用率就越高，但同时也会增加燃料棒的辐照损伤和寿命缩短的风险。
因此，在燃料棒的设计中，应该合理控制燃耗，以平衡燃料利用率和燃料寿命。
另外，燃料棒在运行过程中也会不断地失去燃料，因此需要定期进行补充。
补充燃料的时间和方式应该合理安排，以确保反应堆的稳定运行。
四、燃料棒的安全性和防护燃料棒作为核反应堆的核燃料元件，其安全性和防护措施是非常重要的。
燃料棒在运行过程中会产生大量的热量和辐射，因此需要采取有效的防护措施。
一般来说，燃料棒的外壳应该具有高强度、耐腐蚀和耐辐照等特性，以保护燃料免受外界环境的影响。
同时，燃料棒的运行状态也需要通过监测和检测等手段进行实时监控，以及时发现和处理可能的安全隐患。
总之，燃料棒作为核反应堆的核燃料元件，其设计和制造质量对反应堆的运行和安全具有重要影响。
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。
国家能源局公告 2017年第7号
国家能源局公告2017年第7号依据《国家能源局关于印发及实施细则的通知》（国能局科技[2009]52号）有关规定，经审查，国家能源局批准《压水堆核电厂钢制安全壳结构整体性试验》等81项能源行业标准（NB），现予以发布。
上述标准由原子能出版社出版发行。
附件：行业标准目录国家能源局2017年4月1日标准编号标准名称代替标准号采标号批准日期实施日期1NB/T20426-2017压水堆核电厂调试阶段设备的保养要求2017-04-012017-10-012NB/T20427-2017核电厂防止人因失误管理2017-04-012017-10-013NB/T20428-2017核电厂仪表和控制系统计算机安全防范总体要求IEC62645:2014,MOD2017-04-012017-10-014NB/T20429-2017核电厂事故处理规程编写要求2017-04-012017-10-015NB/T20430-2017非能动压水堆核电厂反应堆堆顶结构安装技术规程2017-04-012017-10-016NB/T20431-2017压水堆核电厂钢制安全壳结构整体性试验2017-04-012017-10-017NB/T20432-2017核电厂安全重要仪表正常和预计运行事件工况工艺流管内或管旁放射性连续监测设备IEC60768:2009,MOD2017-04-012017-10-018NB/T20433-2017核电厂气态排出流（放射性）活度连续监测设备要求2017-04-012017-10-019NB/T20434-2017RK压水堆核电厂反应堆首次装料试验2017-04-012017-10-0110NB/T20435-2017RK压水堆核电厂反应堆调试启动堆芯物理试验2017-04-012017-10-0111NB/T20436-2017压水堆核电厂水化学控制2017-04-012017-10-0112NB/T20437-2017核电工程混凝土试验、检验规程2017-04-012017-10-0113NB/T20438-2017非能动压水堆核电厂屏蔽厂房屋顶结构施工技术规程2017-04-012017-10-0114NB/T20439-2017压水堆核电厂反应堆压力容器压力-温度限值曲线制定准则2017-04-012017-10-0115NB/T20440-2017压水堆核电厂反应堆压力容器防止快速断裂评定准则2017-04-012017-10-0116NB/T20441-2017压水堆核电厂蒸汽发生器二次侧水压试验技术规程2017-04-012017-10-0117NB/T20442.2-2017核电厂定期安全审查指南第2部分：安全性能2017-04-012017-10-0118NB/T20442.3-2017核电厂定期安全审查指南第3部分：程序2017-04-012017-10-0119NB/T20442.4-2017核电厂定期安全审查指南第4部分：辐射环境影响2017-04-012017-10-0120NB/T20442.5-2017核电厂定期安全审查指南第5部分：概率安全分析2017-04-012017-10-0121NB/T20442.6-2017核电厂定期安全审查指南第6部分：构筑物、系统和部件的实际状态2017-04-012017-10-0122NB/T20442.7-2017核电厂定期安全审查指南第7部分：经验反馈2017-04-012017-10-0123NB/T20442.8-2017核电厂定期安全审查指南第8部分：老化2017-04-012017-10-0124NB/T20442.9-2017核电厂定期安全审查指南第9部分：确定论安全分析2017-04-012017-10-0125NB/T20442.10-2017核电厂定期安全审查指南第10部分：人因2017-04-012017-10-0126NB/T20442.11-2017核电厂定期安全审查指南第11部分：设备合格鉴定2017-04-012017-10-0127NB/T20442.12-2017核电厂定期安全审查指南第12部分：设计2017-04-012017-10-0128NB/T20442.13-2017核电厂定期安全审查指南第13部分：应急计划2017-04-012017-10-0129NB/T20442.14-2017核电厂定期安全审查指南第14部分：灾害分析2017-04-012017-10-0130NB/T20442.15-2017核电厂定期安全审查指南第15部分：组织机构和行政管理2017-04-012017-10-0131NB/T20443-2017RK核电厂运行辐射防护规定2017-04-012017-10-0132NB/T20444-2017RK压水堆核电厂设计基准事故源项分析准则2017-04-012017-10-0133NB/T20037.1-2017RK应用于核电厂的一级概率安全评价第1部分：总体要求2017-04-012017-10-0134应用于核电厂的二级概率安全评价第2部分：功率运行内部事件2017-04-012017-10-0135RK应用于核电厂的一级概率安全评价第7部分：功率运行强风2017-04-012017-10-0136RK应用于核电厂的一级概率安全评价第6部分：功率运行其他外部事件筛选和保守分析2017-04-012017-10-0137RK压水堆核电厂主蒸汽系统设计要求2017-04-012017-10-0138NB/T20447-2017RK与反应堆冷却剂压力边界相连的低压系统的超压保护2017-04-012017-10-0139NB/T20448-2017核电厂系统和软件的验证和确认2017-04-012017-10-0140NB/T20449-2017RK核电厂应急柴油发电机组燃油系统设计准则2017-04-012017-10-0141NB/T20450.1-2017压水堆核电厂核岛机械设备焊接另一规范第1部分：通用要求2017-04-012017-10-0142NB/T20450.2-2017压水堆核电厂核岛机械设备焊接另一规范第2部分：焊接材料2017-04-012017-10-0143压水堆核电厂核岛机械设备焊接另一规范第3部分：焊接工艺评定2017-04-012017-10-0144压水堆核电厂核岛机械设备焊接另一规范第4部分：产品焊接和热处理2017-04-012017-10-0145压水堆核电厂核岛机械设备焊接另一规范第5部分：焊接检验2017-04-012017-10-0146核空气和气体处理规范工艺气体处理第3部分：放射性废气滞留设备2017-04-012017-10-0147压水堆核电厂用碳钢和低合金钢第38部分：安全壳机械贯穿件用15MnHR焊接钢管2017-04-012017-10-0148压水堆核电厂用其他材料第32部分：控制棒驱动机构用NS3306合金板材及带材2017-04-012017-10-0149压水堆核电厂用其他材料第33部分：控制棒驱动机构用GH5605合金棒2017-04-012017-10-0150NB/T20451-2017核电工程施工信息化管理通用要求2017-04-012017-10-0151NB/T20452-2017核电工程安全管理技术规程2017-04-012017-10-0152NB/T20453-2017。
压水反应堆结构与材料
二．因为铀-锆合金或金属陶瓷都可轧制成很薄的板材， 所以单位堆芯体积中能布置较大的放热面积，这就有 效地提高了反应堆的平均容积比功率。
三．即使采用导热性能较差的二氧化铀为燃料的板状元 件，其中心温度一般也不超过900℃。
虽然板状元件有上述一些重要优点,然而浓缩铀的消耗 相当可观。因此，目前这种类型的板状元件多半还只 能用在要求堆芯体积小、寿命长的舰艇动力堆上。
为了满足反应堆压力壳在高压、高温、受放射性辐照的条件下工作的特殊 要求，要求压力壳材料有较高的机械性能，抗辐照性能及热稳定性。
为了防止高温含硼水对压力壳材料的腐蚀，压力壳的内表面堆焊一层几毫 米厚的不锈钢衬里。反应堆压力壳是一个圆柱形高压容器，压力壳由壳体 和顶盖两部分组成。壳体由圆柱形筒体、半球形底封头、接管和法兰等部 件组焊而成。顶盖由半圆形上封头、法兰和其它附件等组焊而成。
板状燃料元件常用于舰艇动力堆。板状元件通常由铀-锆合金 或弥散型燃料轧制而成，铀的浓度为20%-90%。与UO2陶 瓷棒状元件相比，板状元件有如下一些特点：
三．由于板状元件所用燃料的浓缩度高和弥散型燃料的稳定性 好，因而它的燃耗可以很深，一般在10000兆瓦日/吨铀以 上，这就保证了较高的燃烧元件和堆芯的使用寿命。
燃料芯块的稳定性 在某些因素的影响下，燃料芯块出现 的收缩会导致燃料的密实化，从而造成燃料包壳的塌陷
燃料芯块的含水量 许多反应堆内都曾发生过 锆的氢脆破裂。UO2芯块容易从它的周围吸 收水分。在反应堆启动后，燃料吸收的水分将 释放出来，并在辅照作用下分解为氢和氢氧根。 其中氢被锆合金吸收而生成氢化锆，从而使包 壳氢化变脆。这时包壳即使在很低的应力作用 下也会发生破损。因此，应该注意控制燃料棒 的含水量，通常规定每3.66米不得超过60毫 克或者每块燃料芯块不得超过10ppm。
核电站核岛主设备用焊接材料--吴祖乾
六、低合金钢药皮焊条
低合金钢药皮焊条采用美国ASME/AWS A5.5“低合金 低合金钢药皮焊条采用美国ASME/AWS A5.5“低合金 钢药皮焊条标准”。标准中列出与Mn-Ni-Mo钢相关的两 钢药皮焊条标准”。标准中列出与Mn-Ni-Mo钢相关的两 种焊条，即E8018种焊条，即E8018-G和E9018-G，但标准对这两种焊条的 E9018熔敷金属未提出具体的成分要求。 焊缝金属在620OC± OC焊后热处理状态下的力学 焊缝金属在620OC±15 OC焊后热处理状态下的力学 性能要求如下：
十、焊接和堆焊用不锈钢焊丝（焊带） 焊接和堆焊用不锈钢焊丝（焊带）
不锈钢焊丝（焊带）采用ASME/AWS A5.9“不锈钢光 不锈钢焊丝（焊带）采用ASME/AWS A5.9“不锈钢光 焊丝和填充丝标准”中有下列用于核设备焊接和堆焊用 不锈钢焊丝类别，即ER308L、ER309L、ER316L和 不锈钢焊丝类别，即ER308L、ER309L、ER316L和 ER347等。标准没有规定焊丝使用范围，即焊丝不仅 ER347等。标准没有规定焊丝使用范围，即焊丝不仅 可以用于埋弧焊，也可用于气体保护焊。 法国RCC- 标准列出了奥氏体法国RCC-M标准列出了奥氏体-铁素体不锈钢用埋 弧焊丝、焊带和焊剂卡片，符合美国ASME/AWS 弧焊丝、焊带和焊剂卡片，符合美国ASME/AWS A5.9 和法国NFA 81318和NFA35583标准，牌号有308L、 和法国NFA 81318和NFA35583标准，牌号有308L、 309L和316L。 309L和316L。
下面列出镍基合金焊丝（焊带）的化学成分
谢
谢！2009.6.11来自四、主设备焊接用焊接材料
1．低合金钢药皮焊条，埋弧焊焊丝和焊剂。 2．不锈钢药皮焊条，埋弧焊带和焊剂，气保护焊用 焊丝。 3．镍基合金药皮焊条，埋弧焊焊带（焊丝）和焊剂， 气保护焊用焊丝。 4．钴基合金焊材。
核电站核岛主设备用焊接材料--吴祖乾
四、主设备焊接用焊接材料
1．低合金钢药皮焊条，埋弧焊焊丝和焊剂。 2．不锈钢药皮焊条，埋弧焊带和焊剂，气保护焊用
焊丝。 3．镍基合金药皮焊条，埋弧焊焊带（焊丝）和焊剂，
气保护焊用焊丝。
4．钴基合金焊材。
五、低合金钢焊接材料
低合金钢焊接材料主要用于核反应堆压力容 器、蒸汽发生器和稳压器等承压设备的焊接。反 应堆压力容器一般由Mn-Ni-Mo钢（A508Gr.3）锻 件焊接而成。还需承受强烈的中子辐照，使壳体 和焊缝遭受严重损伤。对核容器的焊缝金属除要 求其常规性能达到产品技术条件外，还要求其特 殊性能亦能满足设计所规定的要求，如无塑料性 转变温度，辐照敏感性，低周疲劳性能和断裂韧 性等。
3．反应堆堆内构件吊兰、导向筒等部件用304、347等不锈 钢锻件和板材。
4．蒸汽发生器传热管用Inconel 690镍基合金。
5．主蒸汽管道用304 、316 等不锈钢大直径无缝管。
三、主设备焊接方法
1．核容器主焊缝采用药皮焊接打底、窄间隙埋弧焊填充盖 面的焊接工艺。
2．所有与一回路水接触的反应堆压力容器和蒸发器下封头 等均采用不锈钢焊带（焊丝）进行表面埋焊弧堆。
十一、镍基合金焊接材料
镍基合金及其焊接材料在核岛主设备中应用甚广。核反应 堆压力容器的驱动管座、各种测量的管座以及各种支承块 等均采用Inconel 600或Inconel 690制造。蒸发器传热管 大多采用镍基合金制造如Inconel 690等。镍基合金堆焊也 是在核岛主设备中采用较多的一种工艺，如蒸发器管板、 反应堆压力容器顶盖管座段，接管安全段预堆边等。
3．核容器接管端面采用镍基合金埋弧焊或焊条堆焊，并用 镍基合金焊丝与不锈钢安全端进行熔化极气体保护焊。
4．堆内构件不锈钢吊兰筒体等采用不锈钢焊丝进行钨极氩 弧焊或热丝钨极氩弧焊。
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。
核电站控制棒驱动机构驱动杆及其制备方法[发明专利]
专利名称：核电站控制棒驱动机构驱动杆及其制备方法专利类型：发明专利
发明人：杨春乐,杨孟嘉,陈志强,冉小兵,邓小云,戴长年,刘宝亭,米大为,唐茂,吴昊
申请号：CN201410038763.5
申请日：20140126
公开号：CN103789684A
公开日：
20140514
专利内容由知识产权出版社提供
摘要：本发明公开了一种核电站控制棒驱动机构驱动杆的制备方法，其包括以下步骤：1)选取原料并电炉冶炼+AOD精炼+LF炉精炼，获得钢水；2)将钢水浇注成电极；3)将电极电渣重熔获得钢锭，其中，以重量百分比计，钢锭含有≤0.150%C、≤1.00%Mn、≤1.00%Si、≤0.030%S、
≤0.030%P、≤0.50%Ni、11.50-13.50%Cr、≤0.06%Co、≤0.001%B和余量Fe；4)将钢锭锻造成管坯，对管坯进行热轧、热穿孔，获得荒管；以及5)将荒管加工成核电站控制棒驱动机构驱动杆。
根据本发明方法制备的CRDM驱动杆在CRDM中运行时，与钩爪啮合时耐磨性非常理想，不挠曲、不变形且有一定的刚度，在负载条件下可安全运行，寿命满足CRDM的设计规范和国家标准要求，质量也达到了国外同类产品的先进水平，实现了CRDM驱动杆的国产化。
申请人：中广核工程有限公司,中国广核集团有限公司
地址：518023 广东省深圳市福田区深南中路69号
国籍：CN
代理机构：广州三环专利代理有限公司
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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。
压水堆核电站控制棒驱动机构金属材料设计
第32卷第6期2011年12月热处理技术与装备RECHULI JISHU YU ZHUANGBEI Vol．32，No．6Dec ， 2011收稿日期：2011－10－11作者简介：兰银辉（1976－），男，工程师，主要从事核电站材料设计。
联系电话：0755－84478505；E －mail ：lanyinhui@cgnpc．com．cn·材料研究·压水堆核电站控制棒驱动机构金属材料设计兰银辉1，熊少阳2，尤磊1，刘克明3（1．中广核工程有限公司，广东深圳518124；2．上海海洋大学爱恩学院，上海201306；3．江西省科学院应用物理研究所，江西南昌330029）摘要：控制棒驱动机构为核反应堆系统中的重要设备。
本文介绍了压水堆控制棒驱动机构的结构特点、功能及金属材料的选用原则，对所用奥氏体不锈钢、马氏体不锈钢、镍基合金和钴基合金的选用进行了具体分析。
关键词：控制棒驱动机构；奥氏体不锈钢；马氏体不锈钢；镍基合金；钴基合金中图分类号：TG142．7文献标识码：A文章编号：1673－4971（2011）06－0024－05The Metallic Material Design of Pressurized WaterReactor Control Rod Drive MechanismLAN Yin-hui 1，XIONG Shao-yang 2，YOU Lei 1，LIU Ke-ming 3（1．China Nuclear Power Engineering Company Co．，Ltd．，Shenzhen guangdong 518124，China ；2．Aien Institute ，shanghai Ocean University ，Shanghai 201306，China ；3．Jiangxi Academy of Sciences Institute of Applied Nanchang Jiangxi 330029，China ）Abstract ：Control rod drive mechanism is important equipment in nuclear reactor system of pressurized water reactor．The paper introduced its structure ，characteristic the function and the selected principle of the metallic material of PWR control rod drive mechanism ，and specificly analyzed the slection of martensitic stainless steel ，austenite stainless steel ，nickel base alloy and cobalt base alloy．Key words ：control rod drive mechanism ；austenite stainless steel ；martensitic stainless steel ；nickel base alloy ；cobalt base alloy压水堆控制棒驱动机构（简称CRDM ）是核反应堆系统中重要的机械设备，是反应堆控制和保护系统的一部分；它按照指令带动控制棒组件在堆芯内上下运动、保持和改变控制棒组件在堆芯内的高度，在紧急情况下断电释放控制棒组件，使其快速插入堆芯，从而达到反应堆的安全启动、功率调节、功率保持、正常停堆和紧急停堆；同时控制棒驱动机构是一回路冷却剂承压边界，是辐射防护的第二道屏障，必须保证反应堆压力边界的完整性，保证无任何冷却剂的泄漏。
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第32卷第6期2011年12月热处理技术与装备RECHULI JISHU YU ZHUANGBEI Vol．32，No．6Dec ， 2011收稿日期：2011－10－11作者简介：兰银辉（1976－），男，工程师，主要从事核电站材料设计。
联系电话：0755－84478505；E －mail ：lanyinhui@cgnpc．com．cn·材料研究·压水堆核电站控制棒驱动机构金属材料设计兰银辉1，熊少阳2，尤磊1，刘克明3（1．中广核工程有限公司，广东深圳518124；2．上海海洋大学爱恩学院，上海201306；3．江西省科学院应用物理研究所，江西南昌330029）摘要：控制棒驱动机构为核反应堆系统中的重要设备。
本文介绍了压水堆控制棒驱动机构的结构特点、功能及金属材料的选用原则，对所用奥氏体不锈钢、马氏体不锈钢、镍基合金和钴基合金的选用进行了具体分析。
关键词：控制棒驱动机构；奥氏体不锈钢；马氏体不锈钢；镍基合金；钴基合金中图分类号：TG142．7文献标识码：A文章编号：1673－4971（2011）06－0024－05The Metallic Material Design of Pressurized WaterReactor Control Rod Drive MechanismLAN Yin-hui 1，XIONG Shao-yang 2，YOU Lei 1，LIU Ke-ming 3（1．China Nuclear Power Engineering Company Co．，Ltd．，Shenzhen guangdong 518124，China ；2．Aien Institute ，shanghai Ocean University ，Shanghai 201306，China ；3．Jiangxi Academy of Sciences Institute of Applied Nanchang Jiangxi 330029，China ）Abstract ：Control rod drive mechanism is important equipment in nuclear reactor system of pressurized water reactor．The paper introduced its structure ，characteristic the function and the selected principle of the metallic material of PWR control rod drive mechanism ，and specificly analyzed the slection of martensitic stainless steel ，austenite stainless steel ，nickel base alloy and cobalt base alloy．Key words ：control rod drive mechanism ；austenite stainless steel ；martensitic stainless steel ；nickel base alloy ；cobalt base alloy压水堆控制棒驱动机构（简称CRDM ）是核反应堆系统中重要的机械设备，是反应堆控制和保护系统的一部分；它按照指令带动控制棒组件在堆芯内上下运动、保持和改变控制棒组件在堆芯内的高度，在紧急情况下断电释放控制棒组件，使其快速插入堆芯，从而达到反应堆的安全启动、功率调节、功率保持、正常停堆和紧急停堆；同时控制棒驱动机构是一回路冷却剂承压边界，是辐射防护的第二道屏障，必须保证反应堆压力边界的完整性，保证无任何冷却剂的泄漏。
控制棒驱动机构由驱动杆部件、钩爪部件、耐压壳部件、线圈部件和棒位指示器部件组成。
其中驱动杆部件、钩爪部件、耐压壳部件和线圈部件的磁轭等由金属材料组成（具体结构见图1、图2）。
驱动杆下部的可拆接头连接控制棒组件，通过钩爪部件带动驱动杆运动，从而实现控制棒提升、下落和停止等功能。
耐压壳部件安装于反应堆压力容器顶盖管座上，组成一回路边界，其腔室用于容纳钩爪部件和提第6期兰银辉等：压水堆核电站控制棒驱动机构金属材料设计供驱动杆运动空间，并将线圈部件与一回路冷却剂隔开。
线圈部件套在耐压壳外部，线圈产生电磁力驱动钩爪带动驱动杆运动，棒位探测线圈感应驱动杆的位置。
这些金属材料零部件长期承受高温（设计温度343ħ）［1］、高压（设计压力17．2MPa ）［1］，反应堆冷却剂的腐蚀等的作用。
因此，对其选材有较高要求，既要具有耐高温、高压，又要具有足够的韧性、塑性及耐磨、抗冲击和抗腐蚀性能，对部分材料的磁性能亦有较高要求。
图1CPR1000CRDM 结构示意图Fig．1Structure diagram of CPR1000CRDM1主要零部件选材依据和原则压水堆控制棒驱动机构属于重要的核岛主设备，工作条件相当恶劣，安全性和质量要求高，其耐压壳部件属于核安全1级、耐压壳部件中的排气阀属于核安全2级；驱动机构其他部件属于安全相关级（LS 级）；驱动机构的抗地震等级为1－I 级；驱动机构部件和零件的设计规范等级应与它的安全等级相对应。
近年来核岛设备设计的日益长寿化，对材料提出了越来越高的要求，因此控制棒驱动机构的设计选材必须根据其结构、功能、工况条件、使用性能、制造工艺特点以及工艺性能要求进行优选，以满足设备的安全和质保要求。
为此，其主要零部件的选材应考虑，但不限于以下要求：图2CPR1000CRDM 结构图Fig．2Structure chart of CPR1000CRDM（1）金属材料应符合ASTM 、ASME 、RCC-M 等国际标准。
对于CRDM 国产化材料可以选用国家GB 标准和自行研制的特种材料。
材料应具有足够的强度和刚度，能够承受反应堆冷却剂腐蚀、耐高温。
对磁性材料必须具有良好的磁性能和较小的矫顽力。
（2）材料应具有优良的冶金质量，即要求材质具有足够高的纯净度、致密度和均匀性。
（3）材料应具有足够高的塑韧性和优良的抗辐照脆化性能。
（4）材料应具有低的热应力时效脆化敏感性。
（5）驱动机构涉及的材料品种较多，设计选材应·52·热处理技术与装备第32卷综合考虑材料之间物理化学性能的相容性和匹配性。
（6）应优先选用具有使用经验的成熟的材料，新材料的选用应十分慎重，必须对其性能进行全面严格的鉴定。
（7）在满足上述要求的基础上，应考虑选用经济性好的材料。
2适用的法规、导则和规范我国发展核电工程起步较晚，目前还没有建立系统的完整的规范体系，在CRDM设计中一般选用国际上比较权威、系统、成熟的ASME或RCC-MM规范体系，CRDM材料涉及适用的法规、导则和规范如下：2．1国家核安全法规和导则-HAF003《核电厂质量保证安全规定》-HAF102《核动力厂设计安全规定》-HAF601《民用核安全设备设计制造安装和无损检验监督管理规定》-HAD003/03《核电厂物项和服务采购中的质量保证》-HAD003/06《核电厂设计中的质量保证》-HAD003/08《核电厂物项制造中的质量保证》2．2法国RCC-M规范-RCC-P900MWe压水堆核电站系统设计和建造规则-RCC-M压水堆核岛机械设备设计和建造规则-RCC-E压水堆核电站核岛电气设备设计和建造规则2．3美国ASME规范-ASME BPVC第II卷材料-ASME BPVC第Ⅲ卷第一册核岛设备3材料设计根据控制棒驱动机构的结构、功能和使用工况，使用的金属材料包括奥氏体不锈钢、马氏体不锈钢、镍基合金、钴基合金、球墨铸铁和部分碳钢等［2］。
3．1奥氏体不锈钢由于奥氏体不锈钢不存在延性-脆性转变而总保持延性，且在辐照条件下不会发生脆性转变，可保持较高韧性，故其在控制棒驱动机构金属材料中得到了广泛的应用。
目前奥氏体不锈钢主要应用于控制棒驱动机构承压部件和非承压部件的制造。
承压边界部件用的奥氏体不锈钢主要用于密封壳体、行程套管和端塞等部件的制造。
该类部件属于反应堆一回路承压边界，核安全1级和规范1级部件，主要材料的牌号有：06Cr18Ni11Ti、022Cr19Ni10N （国内牌号）；Z2CN19-10（控氮）（法国牌号）；SA-182牌号F304LN（美国牌号）。
承压边界部件用的奥氏体不锈钢在材料设计时，对其性能主要有以下考虑：奥氏体不锈钢中加入适量的氮可以改善钢的耐均匀腐蚀性能、提高抗晶间腐蚀能力，在韧性不变的前提下，提高钢的强度。
（CPR1000N≤0．08%）。
棒位指示器需要准确测量驱动杆运行的位置，为了防止干扰指示器工作灵敏度下降，要求行程套管和密封壳具有较低的剩磁和磁导率，其相对磁导率要求低于1．10，最好＜1．05（CPR1000）。
为了降低焊接时材料对热裂纹的敏感性、保证满足规范要求的力学性能和磁性能，不锈钢铁素体含量要求小于等于2%（CPR1000）；此类不锈钢以固溶热处理状态交货，对于后续需要经过焊接的部件，为防止出现晶间腐蚀情况，需做晶间腐蚀试验。
当C≤0．035时，RCC-M（2000版及以后版本）规范规定材料可不做晶间腐蚀试验，ASME规范要求必须做晶间腐蚀试验。
非承压边界部件用的奥氏体不锈钢主要制造拆卸杆、套管轴、钩爪、钩爪连杆、移动衔铁缓冲轴、固定钩爪支撑筒、排气阀、弹簧保持架及保持架螺母等部件。
该类部件属于核安全2级或LS级，主要材料牌号有：06Cr19Ni10、06Cr19Ni10N、06Cr25Ni20（国内牌号）；Z2CN19-10NS、Z5CN18-10、Z5CND17-12（法国牌号）；ASTM A-479类304、AMS5387（美国牌号）。
非承压边界部件用的奥氏体不锈钢在材料设计时，对其性能主要有以下考虑：钩爪和连杆部件需要不断地和驱动杆齿槽结合，且带动驱动杆运动，设计的时候要求采用承压边界部件用的奥氏体不锈钢（CPR1000采用Z2CN19-10（控氮）、AP1000采用AMS5387）；为了提高耐磨性和抗冲击性能，钩爪齿尖和销孔、连杆锁孔表面要求堆焊钴基合金（CPR1000）；控制棒驱动机构中滑动配合面较多，要求耐磨损的表面镀铬；此类不锈钢以固溶热处理状态交货，为了获得规范要求的力学性能，在固溶热处理后，不需要加工的部件（例如导向键销钉等）可进行加工硬化，但加工硬化率必须小于或等于30%；对于后续需要经过焊接的部件，不锈钢应进行晶间腐·62·第6期兰银辉等：压水堆核电站控制棒驱动机构金属材料设计蚀试验，以检验材料抗腐蚀的能力。