核电站设备主要金属材料 - 图文

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。其作用是防止裂变产物逸散和避免燃料受冷却剂的腐蚀以及有效地导出热能，在长期运行的条件下不使放射性裂变产物逸出。

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工况最为苛刻：内受裂变产物、外受冷却剂腐蚀和温度、压力的作用，并受到强烈的中子辐射和冷却剂的冲刷、振动以及内应力、热循环（开、停堆时）应力和燃料肿胀等作用。

因而，包壳材料应具有以下性能：热中子吸收截面小、感生放射性小、半衰期短；强度高、塑韧性好、抗腐蚀性强、对晶间腐蚀应力腐蚀和吸氢不敏感；热强性能、热稳定性和抗辐照性能好；导热率高、热膨胀系数小，与燃料和冷却剂相容好；易于加工、便于焊接和成本低。

适宜作为包壳的材料主要有：铝及铝合金、镁合金、锆合金和奥氏体不锈钢以及高密度热解碳。

在压水堆中，主要采用了锆合金，这是因为其热中子吸收截面小、导热率高、力学性能好，且有良好的加工性能以及与UO2较好的相容性，尤其对高温水、高温水蒸汽也有良好的抗腐蚀性和热强性。 1.1.2堆内构件材料

在压水堆中，除了反应堆压力容器和燃料组件及相关的组件以外的均为堆内构件，如压紧板、导向筒、吊篮、围板、流量分配板、上下栅格组件等。

作用有：支撑燃料组件及其精确定位、为控制棒及堆芯测量装置和辐照监督和提供支撑和导向、合理分配冷却剂流量和减少压力容器内表面的中子注量。

工作环境：面对活性区、受到冷却剂冲刷和高温、高压作用。

堆内构件用材应具强度高、塑韧性好、高温性能好，中子吸收截面和中子俘获截面以及感生放射性小，抗腐蚀性、抗辐照性能好并与冷却剂相容好，导热率高、热膨胀系数小，易于加工、便于焊接和成本低。

适合于压水堆内构件用材料主要为奥氏体不锈钢以及部分镍基合金。 1.1.3反应堆回路材料

压水反应堆的回路管道是维持和约束冷却剂循环流动的通道。

作用：封闭高温、高压和带强放射性冷却剂，对反应堆安全和正常运行起保障作用。 回路管道用材应具备如下性能：抗应力腐蚀、晶间腐蚀和均匀腐蚀的能力强，基体组织稳定、夹杂物少、具有足够强度、塑性和热强性能，铸造和焊接性能好、生产工艺成熟，成本低、有类似的使用经验，Co含量尽量低。

适合于压水堆内构件用材料主要为奥氏体不锈钢。

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1.1.4反应堆压力容器材料

反应堆压力容器是装载堆芯、支撑堆内所有构件和容纳一回路冷却剂并维持其压力的堆本体承压壳体。

它是由上、下封头和筒体组成；它与一回路管道共同组成冷却剂压力边界；还具有密封放射性、阻止裂变产物逸散的功能。

对反应堆压力容器用材要求：强度高、塑韧性好、抗辐照性能和抗腐蚀性强、与冷却剂相容好；纯净度高、偏析和夹杂物少、晶粒细小、组织稳定；易于进行冷热加工（包括焊接和淬透性好）；成本低、高温高压下使用经验丰富。

反应堆压力容器，目前国内外广泛采用的是A508Ⅲ（Gr.3Cl.1）、16MND5，内壁堆焊不锈钢。

1.1.5蒸汽发生器材料

蒸汽发生器是压水反应堆一回路的热能传递给二回路介质以产生蒸汽的热交换设备，它采用带汽水分离器的饱和蒸汽。一般为管壳式，主要由筒体、管板、水室、汽水分离器及外壳容器、传热管等部件组成。

蒸汽发生器传热管为压水堆核电站中的核心部件，起着一、二回路的能量交换和一回路压力边界完整性起着重要的作用。传热管在特定结构和介质条件下，承受高温、高压和管子内外的压差以及腐蚀、水力振动等工况的作用，容易造成各种类型的腐蚀损伤和应力腐蚀破坏。

传热管应具有：热强性、热稳定性和焊接性好；基体组织稳定、导热率高、热膨胀系数小；抗均匀腐蚀和局部腐蚀能力强；具有足够的塑性和韧性，以适应弯管、胀管的加工和抗振动。

蒸汽发生器的筒体与管板一般采用与反应堆压力容器相同或相近的材料，如A508Ⅲ（Gr.3Cl.1）、18MND5其它一些部件如分离器则采用碳（锰）钢或低合金钢等。 1.2用材体系

在国际上核电运作建设上，有美国ASME体系(通用和西屋)、俄罗斯（石墨慢化反应堆和俄罗斯压水堆）体系、法国RCC-M（压水堆）体系、加拿大CANDU（重水铀反应堆）体系和德国KTA体系等。不同体系的压水堆中所用关键材料有所不同、但相对还是比较接近。下面表1.1为不同主要核电国家体系用材情况。

目前，我国的核电材料标准体系并未完全建立（正逐渐建立之中），主要采用了引

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进技术中所列的一些国外牌号材料，如表1.1中所列的RCC-M、ASME等体系材料。

表1.1 各主要核电国家压水堆用材体系

反应堆冷却剂国家\\部件反应堆压力容器 与系统 件 X6CrNiNb1810 20MnMoNi55 G-X5 CrNiNb189 德国 22NiMoCr37 Alloy718 奥氏体堆焊层X6CrNiNb1810 Alloy X750 16MND5 Z3CN20.09-M 18MND5 法国 奥氏体堆焊层 Z2CND18.12 308L/309L SA-350Gr.LF.2 AISI304L SA-533Gr.BCl.1 美国 SA-508Gr.2 SA-508Gr.3 AISI316L SA-352Gr.LCB SUS304L 日本 SFV Q1A SUS316L SFV Q1A SUS304L Alloy600 SUS316L Alloy690 SCS 16/SCS 19 JIS spv 50 SPC H2 代物 JIS SGV 49 SQV 1A 无Co的替SM 41 硬质合金，AISI316NG Alloy690 Alloy600 SACr170 SA-333Gr.6 代物 SA-516Gr.70 无Co的替硬质合金，Z2CN19.10 Alloy690 Alloy600 混凝土 Tu48C Tu42C 硬质合金 15Mo3,GS-C25 （mod） 19MnAL6V C22.8,St35.8, 代物 Alloy80015MnNi63 WstE255/355 无Co的替15MnNi63 硬质合金，系统的其它部内构件 围系统 用管 RPV堆核辅助和外蒸汽发生器安全壳 水-蒸气循环 表面硬化 耐磨部件和1.3核电用材标准体系

目前在我国的压水堆体系用材中，主要有美国ASME、法国RCC-M体系的材料。 1.3.1 RCC-M与ASME规范

RCC-M借鉴了美国ASME规范第Ⅲ卷中NB、NC、ND、NG和NF各分卷的有关内容，在结构上也做了巧妙对应，在章节的数字标识体系上采用了类似结构，章节下的内容也相近。而AP1000则采用ASME用材体系，下面表1.2给出了是RCC-M与ASME对比表。

表1.2 RCC-M与ASME对比表

RCC-M A分卷：概论 B分卷：1级设备 C分卷：2级设备 第I卷 D分卷：3级设备 E分卷：小设备 G分卷：堆芯支撑结构 H分卷：支承 符号 A B C D E G H 第III卷 ASME 第一册：NCA分卷（第一、二册总要求） NB分卷：1级设备 NC分卷：2级设备 ND分卷：3级设备 无对应部分 NG分卷：堆芯支撑结构 NF分卷：支承 符号 NCA NB NC ND --- NG NF 4

核电站设备主要金属材料 J分卷：低压或大气压储罐 Z分卷：技术性附录 第II卷 材料（含RCC-M中的材料或及RCC-M引M 用的其它标准如EN中的材料） 第III卷 第IV卷 第V卷 检验方法 焊接 制造 MC S F 第V卷 第IX卷 无损检验 焊接及钎焊评定 T WQ 第II卷 材料（锅炉压力容器用材） SA J Z 无相应部分 技术性附录 --- --- 无相应部分，在NB、NC、ND的4000章中有某些内容 1.3.2 欧洲标准用材表述

RCC-M引用了不少欧洲标准的材料，如EN10025等。而欧洲标准体系中，EN 10020（钢的等级定义及划分）、EN 10027-1（钢的命名体系 第一部分：钢名，主要符号）、EN 10027-2（钢的命名体系 第二部分：钢号）对各种钢进行了分类表述。

但最新的“EN10025-2：2004”与我国目前正使用的“EN10025：1990+A1：1993”有一定差异，主要在于钢的符号表述和保证性能描述上，见表1.3。

表1.3 新旧EN10025-2牌号表示对比

EN10025-2：2004 牌号 S185 S235JR S235J0 S235J2 S275J0 S275J2 S355JR S355J0 S355J2 备注：质量组别 --- 保证室温冲击功≥27J 保证0℃冲击功≥27J 保证-20℃冲击功≥27J 保证0℃冲击功≥27J 保证-20℃冲击功≥27J 保证室温冲击功≥27J 保证0℃冲击功≥27J 保证-20℃冲击功≥27J EN10025-2：1990+A1：1993 牌号 S185 S235JR、S235JRG1、S235JRG2 S235J0 S235J2G3、S235J2G4 S275J0 S275J2G3、S275J2G4 S355JR S355J0 S355J2G3、S355J2G4 注注注注注注注注备注：质量组别 --- 保证室温冲击功及焊接性能 保证0℃冲击功及焊接性能 保证-20℃冲击功及焊接性能 保证0℃冲击功及焊接性能 保证-20℃冲击功及焊接性能 保证室温冲击功及焊接性能 保证0℃冲击功及焊接性能 保证-20℃冲击功及焊接性能 保证-20℃冲击功40J以上及S355K2 保证-20℃冲击功≥40J S355K2G3、S355K2G4 焊接性能 注注注：G1是沸腾钢、G2指不允许沸腾钢、G3/G4完全镇静钢 5

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本讲义所涉及的钢种有：P355GH、P265GH、P280GH、S235J0/S275J0/S355J0，分别列于EN10028-2、10222-2、10025-2等标准中。

其中：

P指承压件用钢、后面XXX三个数字指（小尺寸材料的）最小屈服强度，GH指高温用途。

S则指结构钢，后面所接XXX数字则是指（小尺寸材料的）最小屈服强度，J、K、L分别指有冲击功质量要求。

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2. 碳（锰）钢

这类材料为碳锰钢种，主要采用了欧洲标准的一些材料，如P355GH、P265GH、P280GH、S235J0/S275J0/S355J0等。 2.1 简介

均为欧洲（EN）标准中的碳（锰）钢，有不同的型式产品，如板、管、锻件、型材。 RCC-M的M篇中引用了这些材料，但强调了除了满足EN标准的要求外，还须符合RCC-M的M相应规范中的补充要求。

在我国的锅炉、容器或用钢标准（GB713-2008）和结构件用钢标准（GB700-2006、GB/T1591-2008）等标准中有对应或相近的材料。 2.1.1 P355GH

系EN10028-2（压力用途用钢板 第二部分：具有规定高温特性的合金钢和非合金钢）标准中的钢号，RCC-M中的M1131（钢板）、M1132（冲压件）将其列入。

RCC-M提出的补充技术要求主要有： 1）热处理规定为正火，或淬火+回火； 2）对P、S有严格限制；

3）根据技术规格书和设备级别不同，规定了短时高温强度、-20℃或-40℃冲击功； 4）室温弯曲试验；

5）超声波检查（3级设备用钢板除外）。

该钢具有良好的综合力学性能，其在500℃以下的高温力学性能优于碳钢，还具有良好的可焊性以及冷热加工等工艺性能。

相近牌号有中国的GB713-2008中的Q345R（原GB713-1997中的19Mng、16Mng）、美国的SA299、日本的SB49和俄罗斯的16гс等。 2.1.2 P265GH

此钢种也系EN10028-2（压力用途用钢板 第二部分：具有规定高温特性的合金钢和非合金钢）标准和EN10216-2（压力用途用钢管 第二部分：具有规定高温特性的合金钢和非合金钢）中的钢号，但Mn含量要比P355GH的要低一些。RCC-M中的M1131（钢板）、M1132（冲压件）将其列入。

RCC-M提出的补充技术要求主要有： 1）热处理规定为正火，或淬火+回火；

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核电站设备主要金属材料 2）对P、S有严格限制；

3）根据技术规格书和设备级别不同，规定了短时高温强度、-20℃或-40℃的冲击功；4）室温弯曲试验；

5）超声波检查（3级设备用钢板除外）。

该钢具有良好的综合力学性能，具有良好的可焊性以及冷热加工等工艺性能。 此钢种与GB713-2008中的Q245R相近，也与我国“核电站用无缝钢管 第1部分 碳素钢无缝钢管”中的HD245、HD245Cr、HD265、HD265Cr类似。 2.1.3 P280GH

系EN10222-2（压力用途用钢制锻件 第二部分：具有高温特性的铁素体和马氏体钢）标准中的钢号，Mn含量介于P355GH与P265GH之间；RCC-M中的M1124（模锻弯头）、1125（轧/锻件）、1144、1152（管）将其列入（对其成分和性能进行了一定调整）。

RCC-M调整的内容有： 1）成分进行了小的调整； 2）明确了锻造比； 3）细化了热处理；

4）明确规定了短时高温屈服与抗拉强度、0℃的冲击功； 5）模拟热处理后的性能试验；

6）表面（目视）与内部质量检查（UT）。

与国内JB4726（压力容器用碳素钢和低合金钢锻件）标准中的16Mn类似，从成分性能上看，也与我国“核电站用无缝钢管 第1部分 碳素钢无缝钢管”中的HD280、HD280Cr类似。

2.1.4 S235J0/275J0/S355J0

系EN10025-2：2004（热轧结构钢制品 第二部分：非合金结构钢的交货技术条件）标准中的钢号，有各种产品型式（空心材除外）。

在法国RCC-M的M1134中引用了这种材料。 RCC-M提出的补充技术要求主要有：

1）须选用NF EN 10025标准中规定的FN（镇静钢）、FF （完全镇静钢）脱氧型牌号；若用于吊杆则须选用质量级别为J2和K2；

2）对J2、K2级别，应进行特殊检查，并提供3.1.B（EN 10204）的验收证书，若

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是钢板，应以正火态供货；

3）钢板的表面（目视）与内部质量检查（UT，与级别、厚度有关）。

S235J0/275J0分别与GB/T700-2006的Q235C、Q275C接近，而S355J0与GB/T1591-2008中的Q345C接近。 2.2 用途 2.1.1 P355GH

在常规产品上，它主要用于制作锅炉、石油化工设备中的高压容器和其它焊接结构件，如反应器、换热器、分离器、球罐、油气罐、液化汽罐等。

在核电设备中，主要是1、2、3级设备用、而又未在专用零件采购技术规范上规定的碳钢钢板，以制造某些二级设备壳体及容器内结构件，如硼注射器中的上、下封头，筒体等。 2.1.2 P265GH

在常规产品上，钢板主要用于制作锅炉、石油化工设备中的高压容器和其它焊接结构件，如反应器、换热器、分离器、球罐、油气罐、液化汽罐等。

在核电设备中，也主要用于1、2、3级设备用、而又未在专用零件采购技术规范上规定的碳钢钢板，以制造某些二级设备壳体及容器内结构件，如硼注射器中的裙座筒体、稳压器中的电极板、蒸汽发生器的板式分离器。 2.1.3 P280GH

此钢锻件在国内应用不多，但根据其与16Mn锻件相近的性能特点，其用途应与其相同，如管壳式换热器碳钢管板、法兰等。

在核电部件中主要用作为蒸汽发生器主蒸汽系统、给水控流系统、辅助给水系统的轧制管件或锻制管件（M1124），或蒸汽发生器主蒸汽系统的锻造或模锻弯头。 2.1.4 S235J0/275J0/S355J0

在常规产品上，它主要用于重要程度并不高的一些结构件。

在核电设备中，也主要用于通用结构用的、而又未在专用零件采购技术规范上规定的、有一定质量要求的S1、S2钢板梁和商品级棒材等。如各种重型支撑、锚固件、反应堆压力容器顶盖总装的附件，如法兰、筒节、筋板等。 2.3 技术要求 2.3.1化学成分

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表2.1是此这些钢种的化学成分。

表2.1 碳（锰）钢的化学成分

规范 材料 P355GH EN 10028-2*1 P265GH ≤0.20 ≤0.40 0.80-1.40 ≤0.025 ≤0.015 ≤0.30 0.08 ≤P355GH RCC-M M1131/1132*2 P265GH ≤0.20 ≤0.40 0.80-1.40 ≤0.025 ≤0.015 ≤0.30 0.08 ≤EN10222-2*3 P280GH 0.08-0.20 ≤0.40 0.90-1.50 ≤0.025 ≤0.015 ≤0.30 0.08 ≤M1124/1125 P280GH ≤0.20 0.10-0.35 0.80-1.60 ≤0.020 ≤0.015 ≤0.25 0.10 S235J0 ≤0.17 --- ≤1.40 ≤0.030 ≤0.030 --- --- 0.50 --- 0.25 ≤0.55 ≤EN10025-2 S275J0 ≤0.18 --- ≤1.50 ≤0.030 ≤0.030 --- --- --- 0.55 ≤S355J0 ≤0.20 ≤0.55 ≤1.60 ≤0.030 ≤0.030 --- --- --- 0.55 --- --- --- --- --- --- 0.30 ≤0.30 ≤0.02 Sn≤0.03 Al: 0.02-0.05 0.30 ≤0.18 ≤0.02 ≤≤0.01 0.10-0.22 ≤0.60 1.10-1.70 ≤0.025 ≤0.015 ≤0.30 0.08 ≤0.30 ≤0.18 ≤0.02 ≤0.30 ≤0.30 ≤0.02 ≤C 0.10-0.22 Si ≤0.60 Mn 1.10-1.70 P ≤0.025 S ≤0.015 Cr ≤0.30 0.08 ≤0.30 ≤0.30 ≤0.02 ≤Mo ≤Ni ≤Cu ≤V ≤Nb Nb≤0.02, Ti≤0.03 Nb≤0.02, Ti≤0.03 Nb≤0.02, Ti≤0.03 Nb≤0.02, Ti≤0.03 N ≤0.012 ≤0.012 ≤0.012 ≤0.012 Ceq≤0.45 Ceq≤0.48 ≤0.012 ≤0.012 ≤0.012 *1：Cr+Cu+Mo+Ni≤0.70, Alt≥0.02; *2:Cu+Sni≤0.33; *3：Cr+Cu+Mo≤0.50

2.3.2组织

在热轧或正火态均为铁素体+珠光体；但在淬火态时，除铁素体+珠光体外，有可能出现全部或部分马氏体或贝氏体类的组织（与冷却速度有关）。典型金相组织见图1。

P265GH典型组织，正火：F+P 500X P265GH典型组织，淬火：B+M+F 500X

图1 碳锰钢不同状态的典型组织

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4.奥氏体不锈钢

在反应堆中主要采用奥氏体不锈钢，原因在于：1）马氏体不锈钢虽强度高、但因铬量低致使其耐蚀性较差，而高铬铁素体不锈钢虽耐蚀性较马氏体钢强、但却比奥氏体不锈钢脆性大、且不能用热处理方式进行强化，双相不锈钢综合了铁素体和马氏体不锈钢的特点、却仍有铁素体不锈钢的三种脆性（475℃脆性、σ相脆性与高温脆性）和耐热性能、加工性能较差的特点；2）马氏体不锈钢（不预热而焊接、和不焊后热处理可能产生冷裂与延迟裂纹）一般不用作焊接件，而高铬铁素体不锈钢焊接易引起热影响区晶粒长大使韧性降低、也须预热与焊后热处理、加之其三种脆性对对安全也有威胁，奥氏体不锈钢虽进行去应力处理，但为了防止敏化而增加腐蚀倾向、一般不用预热和焊后热处理，因而主回路管道多采用奥氏体不锈钢以便于现场焊接；3）奥氏体不锈钢的辐照敏感性较低；4）虽奥氏体不锈钢并不能通过热处理而强化，但其塑性高、屈强比小、加工硬化率大，通过冷加工也可提高其强度。

因而，在反应堆系统中优先选用奥氏体不锈钢种，这里主要有有美国ASME中的316L/304L，法国RCC-M中控氮Z2CND18-12、Z2CN19-10，德国的X6CrNiNb1810、G-X5 CrNiNb189等。本讲义仅介绍前面两种。 4.1 简介

这类钢材为含Cr、Ni（Mo）的奥氏体不锈钢，在不同的标准中有各种类型的型式产品，有管、板、圆钢、锻件等。在我国GB/T 20878-2007标准中有相近材料。 4.1.1 316L/304L

316L/304L系ASME牌号，分别列于美国的ASME中的SA-213（钢管）、SA-240（钢板）、SA-479（圆钢）、SA-182（锻件）等。

与法国RCC-M中的M3300系列规范中的控氮的Z2CND18-12/ Z2CN19-10接近。中国的GB/T 20878-2007中的022Cr19Ni10（对应于304L，旧牌号为00Cr19Ni10），022 Cr17Ni12Mo2（对应于316L，旧牌号为00Cr17Ni14Mo2）。 4.1.2 控氮Z2CN19-10/Z2CND18-12

系法国RCC-M中的M3300系列规范中的控氮Z2CN19-10、控氮Z2CND18-12牌号，分别列于M3301（锻件冲压件）、M3303/3304/3305（钢管）、M3306（锻轧件半成品棒材）、M3307/3312/3314/3315（钢板/冲压件/焊接管）、M3313（锻造模压弯头）等。产品型式同样有管、板、圆钢、锻件等。

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4.2 用途

常规用途为，主要用于石油化工或容器用的板、管子、管件、管道等。

在核电压水堆核电站中，不锈钢为堆芯结构、堆内构件、一回路冷却循环系统的主要品种，如反应堆压力容器中的CRDM管座法兰、蒸汽发生器一次侧管嘴安全端、安注箱的上下封头、稳压器中的波动管接管嘴安全端等。 4.3技术要求 4.3.1化学成分

表4.1是这些钢种的化学成分。因涉及的相关规范较多，仅给出示例规范数据。

表4.1 核电用不锈钢化学成分表

规范 ASME SA-240 RCC-M M3301 材料 304L 316L Z2CN19-10 Z2CND18-12 C ≤0.030 ≤0.030 ≤0.035 ≤0.035 Si ≤0.75 ≤0.75 ≤1.00 ≤1.00 Mn ≤2.00 ≤2.00 ≤2.00 ≤2.00 Ni 8.00-12.00 10.00-14.00 9.00-10.00 11.50-12.50 Cr 18.00-20.00 18.00-20.00 18.50-20.00 17.00-18.20 Mo -- 2.00-3.00 -- 2.25-2.75 S ≤.030 ≤.030 ≤.015 ≤.015 P ≤0.045 ≤0.045 ≤0.030 ≤0.030 Cu -- -- -- ≤1.00 N2 ≤0.10 ≤0.10 ≤0.08 ≤0.08 注：在不同标准中,化学成分有所差异，如RCC-M 3305管子的成分含有对B和Co上限的要求，这与其工况有关。

4.3.2组织

由于这些钢种均为奥氏体不锈钢，一般说来，其基体均为奥氏体组织，当然也存在少量的第二相，见图3。

固溶状态：A

图3 316L奥氏体不锈钢的典型组织

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4.3.3性能

表4.2是材料的各种性能要求。

表4.2核电用不锈钢力学性能

室温力学性能 规范 材料 Rp0.2 (MPa) 304L ASME SA-240 316L RCC-M M3301 Z2CN19-10 Z2CND18-12 ≥170 ≥210 ≥220 ≥485 ≥520 ≥520 ≥40 ≥45 ≥45 ≥170 Rm (MPa) ≥485 A (%) ≥40 AKv (J) 冲击为补充要求! 另≤90HRB 冲击为补充要求!另≤95HRB ≥60（横向） ≥60（横向） --- ≥125 ≥135 --- ≥394 ≥445 --- -- 350℃性能 Rp0.2 (MPa) HRB 4.4热处理

表4.3是各材料的基本热处理情况。

表4.3 核电用不锈钢的交货状态

规范 材料 304L ASME SA-240 316L Z2CN19-10 RCC-M M3301 Z2CND18-12 注：若是弯管，则视弯曲半径，应考虑是否进行去应力处理。

固溶处理，1050-1150℃间某一温度保温后、水淬 固溶处理，≥1040℃某一温度保温后、水淬 固溶处理，1050-1150℃间某一温度保温后、水淬 热处理 固溶处理，≥1040℃某一温度保温后、水淬 18

核电站设备主要金属材料

5. 镍（铁）基合金

高温下能承受一定应力并具有一定抗氧化性、耐腐蚀且合金含量超过50%的金属材料即称为高温合金。其中以高温强度为主兼具耐蚀性的称为耐热高温合金；而以耐蚀为主而兼有一定高温强度的，则称为耐蚀合金。

虽然奥氏体不锈钢具有较高的热强性、良好的抗氧化、抗腐蚀能力，而且焊接和冷、热加工性能也比较好，但因其对应力腐蚀比较敏感，所以堆内承受载荷的部件和蒸汽发生器传热管，现在一般都避免采用18-8不锈钢，而选用各种性能均优于不锈钢、且对应力腐蚀不敏感的镍基合金或铁镍基高温合金。

这类合金材料，有Inconl-600 (NC15Fe) 、Inconl-690 （NC30Fe）、改良Incoloy-800等，下面就对这几种镍基合金做一简单介绍。 5.1 简介

三种均为高温合金，有管、杆、棒、丝、板等类，列于美国的ASME SB-163、166、167、168，RCC-M的M4100系列以及德国的KTA 3201.1规范。

在ASME中，Inconl-600、Inconl-690名称分别为Alloy N06600与Alloy N06690，其中管子列于美国的 SB-163中的冷凝器和热交换器管，与法国RCC-M中的M4101（名称为NC15Fe）（1993年版）、4105（名称为NC30Fe）分别对应。 5.1.1 Inconel-600(NC15Fe/0Cr15Ni75Fe10)

是最早发展起来的镍基高温合金，是燃汽轮机叶片和涡轮喷气发动机燃烧室早期使用的材料，其特点是镍基奥氏体基体组织在高温下比较稳定；有较好的抗氧化性能，较高强度，对应力腐蚀不敏感，因而广泛用于压水堆传热管代替早期应用的18-8奥氏体型不锈钢。

但此合金中的镍太高（达75%），使碳在固溶体中的溶解度减小，从而对晶间应力腐蚀比较敏感。在715℃经12小时进行特殊的时效处理、并改用全挥发处理二回路水后，应用性能得到一定改善。但国际上仍进一步开发了800（mod）和690合金。 5.1.2 Inconel-690（NC30Fe/0Cr30Ni60Fe10）

是在600合金基础上改良而成的。主要针对600合金中的镍太高（达75%）、使碳在固溶体中的溶解度减小、从而对晶间应力腐蚀比较敏感的不足，而将其镍和碳分别降低到60%和0.04%，并将铬升高到30%，以达到改善上述缺点的目的。这种成分配比，大大提高了其耐晶间腐蚀、氯化物应力腐蚀和苛性碱应力腐蚀的能力。

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核电站设备主要金属材料

5.1.3 改良Incoloy-800（0Cr20Ni32FeAlTi）

也是作为高温应用的耐蚀合金发展而成的，但与前二种镍基合金有所不同，其为铁镍合金：A）含Cr量为20-23%高于600合金的的14-17%，抗氧化能力更强；B）其Ni量为30%左右，正好处于对晶间和穿晶应力腐蚀并不敏感的区域。其成分配比较为理想。由于其Ni、C分别为30%、0.05%，低于600合金的75%、0.08%，因此前者的抗晶间腐蚀和抗晶间应力腐蚀能力优于后者，但Ni量低会导致抗苛性钠的应力腐蚀能力下降，因而800合金的抗苛性钠的应力腐蚀能力低于600和690合金。 5.2 用途

现同为现役压水堆核电站的蒸汽发生器传热管的主要材料。 5.2.1 Inconel-600(NC15Fe/0Cr15Ni75Fe10)

但现在有减少使用的趋势，包括压水堆核电站蒸汽发生器用管的更换已经不再采用。如过去15年，美国B&W公司已经用690合金管更换了42台蒸汽发生器的传热管。 5.2.2 Inconel-690（NC30Fe）//0Cr30Ni60Fe10)

自上世纪九十年代以来，由于690合金是继600、800合金之后发展起来的合金，成分配比更为合理，因此美国、法国已将其作为新建设的现代压水堆核电站蒸汽发生器“U”管束材料的更优选择，当然在其它部件中也有使用。

在反应堆压力容器中，使用690材料有CRDM套管、M支撑、穿透管、排放管套管、导向管，蒸汽发生器中使用的则有锁紧板、螺母、限制器、分隔板、分隔板短节、管束、管束塞头、管箱封头排污套管、一次侧人孔排污套管等。 5.2.3 Incoloy-800（0Cr20Ni32FeAlTi）

德国西门子/KWU反应堆使用改良800合金。其它的也有使用，加拿大安大略省Bruce动力公司的BruceA核电站就将使用800合金管更换早期24台120t蒸发器中的传热管。 5.3 技术要求 5.3.1化学成分

表5.1是此三种材料的化学成分。

表5.3 蒸汽发生器用镍基合金化学成分

规范 ASME SB-163 600 ≤0.15 ≤0.50 ≤1.00 ≥72.0 14.00-17.00 6.00-10.00 材料 C Si Mn Ni Cr Fe S ≤0.015 --- P Cu ≤0.50 --- --- --- Ti Al Co 20

核电站设备主要金属材料 ≤690 RCC-M M4101 RCC-M M4105 KTA3201.1 800 NC30Fe 改良≤0.03 0.30-0.70 0.40-1.00 32.00-35.00 20.00-23.00 ≥39.50 0.015 0.020 0.75 0.60 0.010-0.030 ≤0.50 ≤0.50 ≥58.0 28.00-31.00 8.00-11.00 NC15Fe 0.010-0.050 ≤0.50 ≤1.00 ≥72.0 14.00-17.00 6.00-10.00 ≤0.15 ≤0.50 ≤0.50 ≥58.0 27.00-31.00 7.00-11.00 0.015 ≤0.015 ≤0.010 ≤--- ≤0.025 ≤0.015 ≤≤0.50 ≤0.50 ≤0.50 ≤--- ≤≤0.50 0.50 ≤≤0.50 0.50 ≤0.15-0.45 ≤0.10 0.035 ≤≤0.10 --- --- 注：1）NC30Fe还规定，N≤0.05、B≤0.0030、Nb≤0.10；2）RCC-M 2000和2007中,M4101已未再列出，M4101数据引自1993版。

5.3.2组织

这些材料的基体均为奥氏体组织，当然也存在少量的第二相，示例见图4。

图4 690合金的典型组织

5.3.3性能

表5.2是此600和690两种材料的性能。

表5.2 蒸汽发生器用镍基合金的性能

室温力学性能 规范 材料 Rp0.2 (MPa) 600合金 ASME SB-163 690合金 RCC-M M4101 RCC-M M4105 NC15Fe NC30Fe ≥241 275-450 275-375 ≥586 ≥550 ≥630 ≥30 ≥30 ≥35 --- ≤92 ≤92 --- ≥215 ≥215 --- ≥533 --- ≥5级 5-9级 ≥241 Rm (MPa) ≥552 A (%) ≥30 Rp0.2 (MPa) --- 350℃性能 Rm (MPa) --- --- 组织晶粒度

HRB --- 注：RCC-M 2000和2007中,M4101已未再列出，M4101数据引自1993版。

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核电站设备主要金属材料

5.4热处理

表5.3是各材料的基本热处理情况。

表5.3 核电用不锈钢的交货状态

规范 材料 600合金 ASME SB-163 690合金 固溶退火处理 管子交货前应对直管进行固溶退火处理（950℃保温至少2分钟），并在校直、磨削及表面喷RCC-M M4101 NC15Fe 砂后进行补充热处理（715℃保温至少12小时），小曲率半径的弯管还应进行去应力处理（715℃保温至少2小时），这些处理应在真空或保护气氛下进行，以防止管子表面氧化。 对690合金，管子交货前应对直管进行固溶退火处理（1060℃保温至少1分钟），并在校直、RCC-M M4105 NC30Fe 磨削及表面喷砂后进行补充热处理（715℃保温至少5小时），小曲率半径的弯管还应进行去应力处理（715℃保温至少2小时），同样需防止管子表面氧化。 注：RCC-M 2000和2007中,M4101已未再列出，M4101数据引自1993版。

热处理 固溶退火处理 致谢：

本讲义编制，得到了东方锅炉毛世勇、杨金炳、于明明、曾辉、郭宏川、刘卫东，东方重机方海珠协助，特此致谢！

本讲义引用参考资料如下：

弗罗斯特. 核材料(第II部分). 见:卡恩，哈森，克雷默. 材料科学与技术丛书.北京科学出版社,1999 杨文斗. 核反应堆材料学. 北京: 原子能出版社,2000.12 汤紫德. 核电在中国. 南京: 江苏人民出版社. 2007

曾荣昌等. 材料的腐蚀与防扩. 北京: 化学工业出版社. 2006

曾祥东等. 大型铸锻件文集. 核电设备部件及重型压力容器专辑.德阳: 中国重型机械大型铸锻件行业协会. 2005 张晓东等. 核能及新能源发电技术. 北京: 中国电力出版社. 2008 RCC-M规范相关章节 ASME规范相关章节 欧洲相关标准 中国相关标准

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本文来源：https://www.bwwdw.com/article/vp6f.html