AP1000核岛主设备用SA508-3钢锻件的监造

AP1000核电设备分级及其质量要求论文集ＡＰｌ０００核电设备分级及其质量要求凌世情１（１．中核集１夏Ｉ－－１＇３核电有限公司，浙江－－１＇３３１７１１２）摘要：核电设备分级的目的是为设备设计、制造、检查、验收过程中的质量控制提供清晰的指导。

概括介绍了ＡＰｌ０００设备的安全和抗震分级，以及基于安全和抗震分级的质量要求。

另外，还针对ＡＰｌ０００设备的一些其他分类及相应的质量要求进行了系统地总结和概述。

关键词：ＡＰｌ０００，设备分级，抗震等级，质量要求ＣｌａｓｓｉｆｉｃａｔｉｏｎａｎｄＱｕａｌｉｔｙＲｅｑｕｉｒｅｍｅｎｔｏｆＮｕｃｌｅａｒＰｏｗｅｒＥｑｕｉｐｍｅｎｔｏｆＡＰｌ０００ＬＩＮＧＳｈｉｑｉｎ９１（１．ＣＮＮＣＳａｎｍｅｎＮｕｃｌｅａｒＰｏｗｅｒＣｏｍｐａｎｙ，Ｓａｎｍｅｎ２１７１１２，Ｚｈｅｊｉａｎｇ，Ｃｈｉｎａ）Ａｂｓｔｒａｃｔ：Ｔｈｅｐｕｒｐｏｓｅｏｆｃｌａｓｓｉｆｉｃａｔｉｏｎｏｆｎｕｃｌｅａｒｐｏｗｅｒｅｑｕｉｐｍｅｎｔｉｓｔｏｐｒｏｖｉｄｅｃｌｅａｒｇｕｉｄａｎｃｅｏｆｑｕａｌｉｔｙｃｏｎ・・ｔｒｏｌｄｕｒｉｎｇｄｅｓｉｇｎ，ｍａｎｕｆａｃｔｕｒｉｎｇ，ｉｎｓｐｅｃｔｉｏｎａｎｄａｃｃｅｐｔａｎｃｅ．ＴｈｉｓｔｈｅｓｉｓｉｎｔｒｏｄｕｃｅｄｂｒｉｅｆｌｙｔｈｅｓａｆｅｔｙａｎｄｓｅｉｓｍｉｃｃｌａｓｓｉｆｉｃａｔｉｏｎｏｆＡＰＩ０００ｅｑｕｉｐｍｅｎｔ，ａｎｄｔｈｅｑｕａｌｉｔｙｒｅｑｕｉｒｅｍｅｎｔｓｂａｓｅｄｏｎｔｈｅｓａｆｅｔｙａｎｄｓｅｉｓｍｉｃｃｌａｓｓｉｆｉｃａｔｉｏｎ．Ｉｎａｄｄｉｔｉｏｎ，ｔｈｉｓｔｈｅｓｉｓｓｕｍｍａｒｉｚｅｄｓｙｓｔｅｍａｔｉｃａｌｌｙｔｈｅＯｔｈｅｒｃｌａｓｓｉｆｉｃａｔｉｏｎａｎｄｔｈｅｃｏｒｒｅｓｐｏｎｄｉｎｇｑｕａｌｉｔｙｒｅｑｕｉｒｅｍｅｎｔｓ．Ｋｅｙｗｏｒｄｓ：ＡＰＩ０００，ＥｑｕｉｐｍｅｎｔＣｌａｓｓｉｆｉｃａｔｉｏｎ，ＳｅｉｓｍｉｃＣｌａｓｓｉｆｉｃａｔｉｏｎ，ＱｕａｌｉｔｙＲｅｑｕｉｒｅｍｅｎｔ．１．前言核电厂安全的基本目标是在正常工况和事故工况下限制公众和厂区工作人员所受到的辐射照量。

核电SA508-3钢在不同冷速下的显微组织迟露鑫;麻永林;邢淑清;赵勇桃;陈芙蓉;陈重毅【摘要】针对由某公司生产首次应用到核电上的SA508-3钢,采用膨胀法在Gleeble1500D热模拟机上测定了其焊接连续冷却转变的膨胀曲线,结合显微组织和硬度,获得了每个冷速下对应的相变点温度.结果表明,在0.015～0.05℃/s冷速范围内.为高温转变的铁素体和珠光体区,0.1～7℃/s冷速范围内,为中温转变的贝氏体区,20～80℃/s的冷速范围内,为低温转变的马氏体区;随着冷却速度的增大,硬度值也越来越大,0.015℃/s对应的硬度值为199 HV,80℃/s对应的硬度值为546 HV,这为制定合理的焊接工艺提供了依据.【期刊名称】《内蒙古科技大学学报》【年(卷),期】2010(029)002【总页数】5页(P127-131)【关键词】SA508-3钢;冷却速度;相变点温度;显微组织【作者】迟露鑫;麻永林;邢淑清;赵勇桃;陈芙蓉;陈重毅【作者单位】内蒙古工业大学材料与工程学院,内蒙古,呼和浩特,010051;内蒙古科技大学材料与冶金学院,内蒙古,包头,014010;内蒙古科技大学材料与冶金学院,内蒙古,包头,014010;内蒙古科技大学材料与冶金学院,内蒙古,包头,014010;内蒙古科技大学材料与冶金学院,内蒙古,包头,014010;内蒙古工业大学材料与工程学院,内蒙古,呼和浩特,010051;内蒙古科技大学材料与冶金学院,内蒙古,包头,014010【正文语种】中文【中图分类】TG142.1+1SA 508-3钢是一种低碳合金钢,作为核电设备主体材料,在工作状态下要承受射线辐射和热辐射,同时还要承受相当高的压力,工作条件极为苛刻 .近年来,有关核电站主设备用钢的研究开发已引起世界各国的广泛关注,特别是对不同成分的用钢冶炼研究较为深入[1～3],各核电站主设备制造国家根据本国特点,研制出了不同的钢种,如美国的SA 508C1.3钢,法国的 16MND 5钢,德国的20M nM oN i55钢,尽管名称不一致,但都属于SA 508C l.3G钢 .根据我国核电设备服役工作环境的特殊性,某公司生产了首次应用到核电上的SA 508-3钢,因此,为了确定连续冷却条件下的组织转变产物,在 Gleeble1500D热模拟机上,采用热膨胀法研究了其连续冷却过程的相变规律,并结合金相和硬度确立了连续冷却的相变温度点 .试验材料是由中国第一重型机械集团公司研制生产的 SA508-3钢,化学成分如表 1所示,扫描照片如图 1所示,主要是上贝氏体组织,与文献 [4] SA508-3钢 97%的上贝氏体和 3%的M3C和针状M2C碳化物组织相吻合 .SA508-3钢铸态高温应力应变测试,采用凝固法在Gleeble1500D热模拟机上进行,试样尺寸为￠6mm×90mm,在装置内水平放置固定,抽真空后,试样以200℃/s速度加热至奥氏体化温度1300℃,保温1s,再以40℃/s冷却到900℃,保温5s,以0.015,0.025℃/s冷却速度冷却至500℃,以0.05,0.1,0.5℃/s冷却速度冷却至300℃,以1,3,5,7,20,50,80℃/s冷却速度冷却至接近室温,据试验结果确定相变温度 .将加热部位的试样进行取样、磨、抛光和 4%的硝酸酒精腐蚀后,利用 ZEISS蔡司金相显微镜进行组织观察.为了确定硬度值对应的组织类型,分别对原始组织及经过 Gleeble1500D处理试样的金相区域在LEICA显微硬度仪上采用载重 1.96N,放大倍数为500×,测量不同部位的硬度 (边缘和中心),并在同一位置多次测量求平均值 .根据试验测得 SA508-3钢在不同冷却速度膨胀曲线确定各个相变温度点如表 2所示 .SA508-3钢的相变温度表可清楚地反映出过冷奥氏体以不同的冷却速度进行连续冷却的过程中,可能发生的显微组织类型、相变温度值 .从高温到低温存在铁素体转变区、珠光体转变区、贝氏体转变区和马氏体转变区[5].以 0.015～0.05℃/s的冷却速度进行连续冷却时,因冷却速度很慢,先析出铁素体,随着温度降低即发生奥氏体向珠光体转变,当降温到贝氏体开始相变点时,即发生奥氏体向贝氏体的转变,最终得到铁素体、珠光体和贝氏体组织[6].当0.1～7℃/s时,先与贝氏体开始相变温度点相遇,即发生过冷奥氏体向贝氏体转变,当冷却速度再与贝氏体结束相变点相遇,即完成了过冷奥氏体向贝氏体转变;5～7℃/时,冷却与马氏体转变温度点相遇时,发生奥氏体向马氏体转变 .20～80℃/s时,增大了过冷度和相变驱动力,使转变开始温度降低,转变开始的时间也相应缩短,完成了奥氏体向马氏体转变,最终得到马氏体组织[7]. 冷速在 0.015～80℃/s之间,试样的金相表面边缘到中心,同一位置上测量 3次显微硬度,取其平均值,结果如图 3所示 .组织的硬度值由大到小的顺序排列为:马氏体＞下贝氏体＞上贝氏体＞珠光体＞铁素体 .由图 3可知,随着冷速增加,硬度值也不断增大 .在 0.015～0.05℃/s冷速内,随着冷速的提高,过冷度增大,铁素体晶粒越来越细小,发生共析转变,珠光体的量增多并有碳化物析出,硬度增加;在0.1～7℃/s冷速内,贝氏体生成,且随贝氏体形成温度的降低,贝氏体中铁素体晶粒变细含碳量变高,且贝氏体中碳化物尺寸减小,数量增多,其形态也由断续杆状或层状向细片状变化,造成硬度值不断升高;在 20～80℃/s冷速内,过冷度ΔT升高,马氏体转变量增加,而且铁和碳原子的扩散能力极低,先形成的铁素体和贝氏体中的碳含量下降,导致生成马氏体的含碳量越来越高,对应的硬度值最大[8].SA 508-3钢相同的奥氏体化温度下,不同冷却速度得到转变产物的金相显微组织类型如表 3和图4所示 .由图 4可以看出,0.015℃/s冷速控温到500℃,奥氏体还未完全转变为铁素体组织,断电后,冷速加快,富碳的奥氏体发生部分的分解或转变,铁素体和 (M-A)岛析出,无珠光体组织,如图 4 (a).冷速为0.025℃/s时,除了粒状贝氏体和条片状铁素体生成外,还有细小珠光体组织,0.025℃/s的冷速对形成珠光体来讲,过冷度较大,形核率很高,而且碳原子还可以长程扩散,形成较多的条片状铁素体,使奥氏体中更容易富碳,较快达到共析转变,析出较多的细小珠光体片组织,如图 4(b).图 4 (c)～(d)分别是典型的粒状贝氏体和羽毛状贝氏体组织[9].图 4(e)为贝氏体、板条马氏体和少量的残余奥氏体组织 .因为在冷却过程中,到贝氏体转变低温区后原子很难扩散,发生了无扩散的马氏体转变,不断富集碳的奥氏体越来越稳定,形成了残余奥氏体组织 .图 4(f)为下贝氏体和上贝氏体组织 .该冷速经过贝氏体转变的高温区时,在晶界处贝氏体铁素体先析出,富碳奥氏体析出碳化物,形成上贝氏体,随着温度的降低,经过贝氏体转变的低温区,下贝氏体在奥氏体晶内形核,长大成片状[10].图 4 (g)～(h)冷速快,碳原子和铁原子扩散受抑制,发生无扩散马氏体相变,生成板条状马氏体,由于马氏体量的增加依靠不断产生新的马氏体片,而不是靠原有马氏体片的长大,意味着转变不完全就会有残留奥氏体.(1)SA 508-3钢在不同冷速下的相变温度点表明:0.015～0.05℃/s的冷速范围为高温转变的铁素体和珠光体区,0.1～7℃/s的冷速范围内为中温转变的贝氏体区,20～80℃/s的冷速范围为低温转变的马氏体区.(2)获得完全铁素体和珠光体组织的临界冷却速度为0.05℃/s,生成全部是马氏体组织的临界速度是20℃/s,这为制定合理的焊接工艺提供了依据.(3)随着冷却速度增加,硬度值越来越大, 0.015℃/s对应的硬度为199 HV,80℃/s 对应的硬度为546 HV.【相关文献】[1] Seifert H P,R itter S,Environm entally-assisted cracking behavio r in the transition region of an A lloy182/SA 508 C l.2 dissim ilarm etalweld joint in sim u lated boilingwater reactor norm alwater chem istry environm ent[J].Journal ofNuclearMaterials.2008,(378):197-210.[2] Kim Sangho,Im Young-Roc,Effectsof alloying elem entsonm echanicaland fracture p ropertiesof basem etals and sim u lated heat-affected zonesof SA 508 Steels[J].M etallurgical and M aterials Transactions,2001,(32):903-911. [3] Kim JT,Kwon H K,Imp rovem entof impact toughnessof the SA 508 c lass 3 steel fo r nuc lear p ressure vessel through steel-m aking and heat-treatm ent p ractices[J]. Nuclear Engineering and Design,1997,(174):51-58.[4] 余汉松.CSP低碳钢过冷奥氏体的连续转变[J].材料热处理,2007,36(14):33-35.[5] M intzB.The Influence of composition on the hotductility of steeland to the p rob lem of transverse Cracing[J].ISIJ International,1999,39(9):833-855.[6] 蔡连重,刘恩清.核电用 508-3钢气割热影响区组织及对性能影响的试验研究[J].一重技术,1998,3:65-69.[7] 陈红宇,杜军毅,等.合金元素对A 508-3钢平衡相转变相析出的影响[J].大型铸锻件,2008,(3):4-7.[8] W u SEQ,Han E H,KeW.Effects of dynam ic strain aging on m echanical p roperties of SA 508c lass 3 reacto r p ressure vessel steel.Sp ringer[J],2009,(25):1-8.[9] Kim JH,Yoon E P.Notch position in the HAZ specim en of reacto r p ressure vessel Steel[J].Journal of Nuc lear M aterials,1998,(257):303-308.[10] Kim Sangho,Kang Suk Young.Correlation of theM icrostructure and Fractu re Toughness of the Heat-A ffected Zonesof an SA 508 Steel[J].M etallurgical andM aterials Transactions,2000,(31):1107-1117.。

E.设备制造20110801海阳核电RV筒体组焊后图片海阳1号机SGA下部筒体#1汽轮机高压转子继续粗车外圆海阳核电1号机RV底封头海阳核电1号机RV上筒体目前由韩国斗山重工承制的海阳核电1号机组压力容器制造进展顺利。

9月16日，海阳核电1号机组压力容器顶盖CRDM J型焊缝焊接及打磨完成，开始进行PT检查。

CRDM J-Groove焊缝焊接及打磨完成后的海阳核电1号机组压力容器顶盖与此同时，压力容器最终筒体堆芯支撑块（Core Support Pad）的精加工和尺寸检查均已完成。

正在进行堆芯支撑块精加工的海阳核电1号机组压力容器最终筒体在J型焊缝PT检查完成后，将进行O型密封圈的安装，然后顶盖与最终筒体将一起进行水压试验。

目前预计水压试验在9月23日进行。

公司驻斗山监造人员将密切关注压力容器制造过程，并实时向公司反馈设备制造进展情况。

9月8日，由中国二重（德阳）承制的海阳核电1号机组压力容器支撑(安全一级、抗震Ⅰ类)顺利完成制造，即将发往海阳现场。

AP1000压力容器支撑结构复杂、焊接工作量大、焊后极易变形，这对设备的制造进度带来很大影响。

公司驻二重监造人员通过对前面机组支撑制造中不符合项进行分析研究和分类，就其中重要的不符合项一一督促厂家采取改进工艺和加强人员培训等有效的对应措施，并密切监督了以上措施的实施过程。

通过以上工作的开展，大大地减少和避免了同类问题在海阳核电1号机组压力容器支撑上发生，保障了海阳压力容器支撑制造质量和进度。

压力容器支撑的顺利制造完成，为压力容器按时就位这一重大节点的实现打下了坚实的基础。

（图：刘昇）9月9日，海阳核电1#核岛安注箱A（PXS-MT-01A）成功吊装引入，标志着海阳核电1#机组两台安注箱的吊装引入工作全部完成。

后续还将进行设备定位调整、二次灌浆、设备维护等工作，以保证安注箱就位的准确性及保护的完整性。

AP1000核电站每台机组配备2台安注箱，是安全C级、抗震I类设备，设备净重约40T/台。

试验研究Nffl D O I：10.11973/wsjc202105003AP1000核电厂爆破阀剪切盖锻件的超声检测聂凯，付千发，蔡家藩(中核武汉核电运行技术股份有限公司浙江分公司，海盐314300)摘要：爆破阀通过电信号引爆炸药执行阀门开启的功能，其下部的剪切盖为不锈钢锻件。

剪切盖锻件在长期高温、高压、辐照的在役条件下，内外表面可能出现裂纹等危险性缺陷。

根据剪 切盖锻件的结构特点，研究了相控阵超声和超声表面波检测相结合的超声检测工艺，并通过现场应 用，验证了该工艺的可行性，可供同行参考。

关键词：爆破阀剪切盖锻件；裂纹；超声检测中图分类号：TG115.28 文献标志码： A 文章编号：1000-6656(2021)05-0008-04 Ultrasonic testing of shear cover forging of blasting valve in AP1000 nuclear power plantNIE Kai,FlI Qianfa.CAI Jiafan(Zhejiang Branch of CNNC Wuhan Nuclear Power Operation Technology Co., Ltd., Haiyan 314300, China)Abstract：The blasting valve performs its valve opening function by detonating explosives through electrical signals. The lower shear cover of the blasting valve is a stainless steel forging. Under the condition of long-term high temperature, high pressure and irradiation in service, cracks and other dangerous defects may appear on the inner and outer surfaces of shear cover forging. Based on the structural characteristics of the shear cover, the ultrasonic testing technology combining ultrasonic phased array and ultrasonic surface wave detection was studied.Through the field application* the feasibility of the ultrasonic testing technology is verified, which may provide reference to other people working in the same field.Key words： blasting valve shear cover forging；crack；ultrasonic testing爆破阀是第三代核电技术A P1000转让及国产 化的关键设备，其工作原理为利用电信号引爆炸药，产生巨大的能量，快速冲击以剪断下部的剪切盖，使 阀门打开。

2019.1·今日自动化 47机电与维修 Electromechanical maintenance0　引言三代核电蒸汽发生器用SA-508Gr.3Cl.2锻件设计文件规定锻件试料要经受595～621℃，保温48小时的模拟焊后热处理。

锻件制造厂制造的锻件均采用温度下限进行模拟焊后热处理，实际制造过程中核电产品主环缝焊后热处理过程中存在偏差，甚至存在超出上述温度界限的情况，核电产品要求避免一切安全隐患，通过研究锻件在不同模拟焊后热处理制度对产品性能的影响，为实际生产提供技术支持，制定更为合理的工艺规范。

1　试料及热处理规范1.1　试料及模拟焊后热处理规范本试验仅研究在设定的温度和时间范围内锻件力学性能的变化趋势，不考虑原始材料的化学成分和力学性能。

切取10块尺寸为：270mm（弧长）×240mm （宽度）×460mm（高度）的试料。

采用下述工艺分别对试料进行模拟焊后热处理（简称SPWHT）热处理工艺规范1：不同保温温度，相同保温时间：在595～621℃区间内，每隔5℃设定一个名义保温温度；保温时间：48h；300℃以上升降温速率≤55℃/h。

热处理工艺规范2：相同保温温度，不同保温时间：选定610℃作为名义保温温度（大生产常用温度），保温时间：分别为10h，20h，30h，40h，48h；300℃以上升降温速率≤55℃/h。

2　试验及结果按照核电项目设计和采购文件的要求，对经模拟焊后热处理后的试料进行室温和、350℃拉伸（测定屈服强度R p0.2、抗拉强度Rm、延伸率A以及断面收缩率Z）、-20℃冲击、硬度以及落锤试验，同时对选取的试样进行了透射电镜。

2.1　规范1的锻件力学性能拉伸试验：随着SPWHT温度的升高，试料的R p0.2和Z均呈下降趋势，Rm和A下降趋势不明显；在605℃时，试件的R p0.2和Z达到峰值，Rm和A在介于最高值和最低值之间；350℃拉伸R p0.2和Z在605℃～615℃区间呈下降趋势；Rm和A变化趋势不明显；冲击试验：随着SPWHT温度的升高，冲击韧性呈上升趋势，在615℃时冲击韧性相对最佳；落锤试验：随着SPWHT温度的升高，NDTT呈下降趋势，在610℃时NDTT达到峰谷；随后随着温度的升高，NDTT呈上升趋势，整体变化趋势不明显。

蒸汽发生器用SA508Gr.3Cl.2钢配套焊条J607HR的研制蒸汽发生器是核电站中不可或缺的部件，其作用是将反应堆中产生的热能转化为高温、高压的蒸汽，驱动汽轮机发电。

在核电站中，蒸汽发生器承担着重要的输送和转换任务，因此其材料的选择和焊接工艺显得尤为重要。

SA508Gr.3Cl.2钢是核电站中蒸汽发生器材料的常用标准之一，而配套的焊条也是其重要组成部分。

本文将着重介绍蒸汽发生器用SA508Gr.3Cl.2钢配套焊条J607HR的研制过程及其主要性能。

一、蒸汽发生器用SA508Gr.3Cl.2钢的特点SA508Gr.3Cl.2钢是一种低合金钢，其主要特点为高强度、良好的耐热性和耐蚀性。

这些特点使其在核电站的蒸汽发生器中得到了广泛应用。

由于蒸汽发生器工作环境的特殊性，要求材料具有较高的抗应力腐蚀开裂（stress corrosion cracking, SCC）能力。

对于焊接材料的选择和研制显得尤为重要。

二、焊条J607HR的研制过程为了配套蒸汽发生器用SA508Gr.3Cl.2钢的焊接工艺，研制了焊条J607HR。

J607HR焊条采用低氢钙钛型焊剂，主要成分包括焊芯和焊剂两部分。

焊芯采用优质的低合金钢材料，确保焊接接头具有与基体材料相近的力学性能，同时焊剂的配方经过多次试验和优化，以确保焊接接头具有良好的耐热性和耐蚀性。

三、焊条J607HR的主要性能焊条J607HR在蒸汽发生器用SA508Gr.3Cl.2钢的焊接工艺中具有以下主要性能：1.优良的机械性能：焊接接头的拉伸强度、屈服强度和冲击韧性等力学性能与基体材料相近，具有良好的强度和韧性。

2.良好的耐热性：焊接接头在高温高压的工作环境下能保持稳定的力学性能，不易发生变形和开裂。

3.优异的耐蚀性：焊接接头具有良好的耐应力腐蚀开裂能力，能够适应蒸汽发生器特殊的工作环境。

4.稳定的焊接工艺：焊条J607HR的工艺性能稳定，操作简便，适用于蒸汽发生器各类焊接工艺，保证了焊接接头的质量。

AP1000机组用管道管配件用材料1.碳钢材料:ASME SA-105/SA-105M 管道元件用碳钢锻件ASME SA-234/SA-234M 中、高温用锻制碳钢和低合金钢管道配件ASME SA-350/SA-350M 要求缺口韧性试验的管道零部件用碳钢和低合金钢锻件ASME SA-420/SA-420M 低温用锻制碳钢和合金钢管配件ASME SA-106/SA-106M 高温用无缝碳钢公称管ASME SA-333/SA-333M 低温用无缝和焊接公称钢管SA-105、SA-350 Gr.LF2、SA-234Gr.WPB和SA-420Gr.WPL6的要求。

钢管满足SA-106 Gr.B及SA-333 Gr.6的要求。

2.不锈钢材料:ASME SA-182/SA-182M 高温设备用锻制或轧制的合金管法兰、锻制管件、阀门及零件ASME SA-403/SA-403M 锻制奥氏体不锈钢管件技术条件ASME SA-479/SA-479M锅炉及其他压力容器用不锈钢棒和型材ASME SA-312/SA-312M无缝和焊接奥氏体不锈钢公称管SA-182/SA-182M中的F304L、F316、F316L、F316LN，SA-403/SA-403M中的WP304L、WP316LN，SA-479/SA-479M中的316。

3.合金钢材料:ASME SA-335/SA-335M高温用无缝铁素体合金钢公称管ASME SA-234/SA-234M 中、高温用锻制碳钢和低合金钢管道配件ASME SA-182/SA-182M 高温设备用锻制或轧制的合金管法兰、锻制管件、阀门及零件SA/A-335、SA/A-182 Gr F11 CL.2及SA/A-234 Gr WP11 CL.1.M310常用金属材料不锈钢：Z2CN1810、Z2CND1712碳钢：TU42C、AE250B1、AP48、P265GH、P280GH等。

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。