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在線客服 說(shuō)到核電，大家都會(huì)覺(jué)得很高端，那么核電用鋼是不是也很高端呢？這要看其所用什么部位，而且不同核電站用鋼要求也不同，今天我們將從壓水堆核電站的主要設(shè)施各部位用鋼講解：核電都用什么鋼？
首先我們要了解一下壓水堆核電站的主要設(shè)施分布：
圖1 核電站主要設(shè)施分布圖1 安全殼；2 汽輪機(jī)發(fā)電廠房；3 燃料操作廠房；4 輔助設(shè)備廠房
其次，我們要了解一下核電站工藝流程：
圖2 核電站工藝流程圖（一回路，二回路）
圖3 核島與常規(guī)島的區(qū)別
壓水堆核電站的核島和常規(guī)島中，大部分部件采用鋼鐵材料。除核燃料包殼、控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)和蒸汽發(fā)生器傳熱管等部件采用鋯合金和鎳基合金外，其余設(shè)備均采用鋼鐵材料。下面我們從各部件開(kāi)始講解核電用鋼的發(fā)展及材料性能：
一回路管道用鋼
一回路主管道是核電站正常、非正常、事故和試驗(yàn)工況下，防止核反應(yīng)裂變產(chǎn)物外泄至安全殼的重要屏障。因此，核電主管道要能夠耐高溫、耐高壓以及耐腐蝕。
早期核電站的部分主管道曾選用低合金鋼管，并在管內(nèi)堆焊不銹鋼。之后的核電主管道普遍采用18-8型奧氏體不銹鋼，并在此基礎(chǔ)上不斷優(yōu)化成分和生產(chǎn)工藝。穩(wěn)定化的奧氏體不銹鋼：在18-8型不銹鋼中加入鈦（Ti）或鈮（Nb）提高耐晶間腐蝕性能，但其焊接性能不好且造成夾雜物過(guò)多，影響彎管的加工。
304和316奧氏體不銹鋼：304不銹鋼在18-8型奧氏體不銹鋼基礎(chǔ)上降低碳含量，316鋼又加入了2%的鉬（Mo），但它們?cè)?80～820℃之間長(zhǎng)期停留仍有“敏化”的傾向。
超低碳304L和316L奧氏體不銹鋼：在原來(lái)的鋼種上繼續(xù)降低碳含量，獲得了優(yōu)異的耐晶間腐蝕、焊接性能和加工性能，但最大的問(wèn)題是強(qiáng)度不足。
第2代壓水堆核電站的一回路主管道采用的是鑄造雙相不銹鋼，在奧氏體基體中增加少量的鐵素體（12%～20%），不僅提高了材料的強(qiáng)度和抗熱裂性，還能夠抑制應(yīng)力腐蝕的發(fā)生。但鐵素體含量不能超過(guò)20%，否則會(huì)發(fā)生較嚴(yán)重的熱老化現(xiàn)象。
第3代壓水堆AP1000核電站的一回路主管道采用整體鍛造的316LN奧氏體不銹鋼，屬于超低碳控氮奧氏體不銹鋼，是在316L的基礎(chǔ)上加入氮元素，既能夠提高材料的強(qiáng)度，同時(shí)仍保持較高的塑韌性水平。
反應(yīng)堆壓力容器用鋼
反應(yīng)堆壓力容器在高溫、高壓、流體沖刷和腐蝕，以及強(qiáng)烈的中子輻照等惡劣條件下運(yùn)行，其設(shè)計(jì)壽命不低于40年且不可更換。
壓力容器材料必須滿足以下特殊要求：足夠高的純凈度、致密度和均勻度，適當(dāng)?shù)膹?qiáng)度和良好的韌塑性，優(yōu)良的抗輻照脆化和耐時(shí)效老化性能，優(yōu)良的焊接性、冷熱加工性能以及優(yōu)良的抗腐蝕性能等。
圖4 核反應(yīng)堆示意圖
圖5 反應(yīng)堆壓力容器剖面圖
圖6 反應(yīng)堆壓力容器實(shí)物外觀圖
圖7 反應(yīng)堆壓力容器實(shí)物外觀圖
壓力容器材料一般都是在工程上成熟的材料基礎(chǔ)上改進(jìn)而成的。
最早的壓力容器材料選用鍋爐用碳（C）-錳（Mn）鋼A212B（鍛件為A105），隨后改用淬透性和高溫性能更好的Mn-Mo鋼A302B（鍛件為A336）。
20世紀(jì)60年代中期對(duì)A302B鋼添加鎳（Ni），發(fā)展出淬透性和韌性更好的Mn-Mo-Ni鋼A533B（鍛材為A508-Ⅱ鋼）。
A508-Ⅲ鋼在A508-Ⅱ鋼基礎(chǔ)上，通過(guò)降低C、鉻（Cr）、Mo含量，提高M(jìn)n含量發(fā)展而來(lái)，是目前大型壓水堆壓力容器的首選材料。
蒸汽發(fā)生器用鋼
蒸汽發(fā)生器的作用是把一回路冷卻劑從反應(yīng)堆內(nèi)帶出的熱量繼續(xù)傳遞給二回路介質(zhì)，并使其變?yōu)檎羝苿?dòng)汽輪機(jī)發(fā)電。
圖8 蒸汽發(fā)生器剖面圖
圖9 蒸汽發(fā)生器外觀圖
圖10 核電站發(fā)電機(jī)組圖
由于要承受高溫、高壓和介質(zhì)的腐蝕、磨蝕等作用，蒸汽發(fā)生器部件尤其是傳熱管對(duì)材料性能的要求很苛刻。
早期的核電站由于蒸汽發(fā)生器選材或加工工藝不當(dāng)?shù)劝l(fā)生過(guò)多起因蒸汽發(fā)生器故障而停堆的事故，如1989年法國(guó)的某1300MW核電站，1993年的美國(guó)特洛伊核電站和載恩核電站，2000年美國(guó)印第安角核電站等。
圖11 蒸汽發(fā)生器內(nèi)的U型管
蒸汽發(fā)生器的外殼（包括上封頭、上筒體、下筒體以及錐形體）由鐵素體鋼板制成；U型傳熱管過(guò)去使用18-8不銹鋼，目前已廣泛采用690、800等Ni基合金；管板采用高強(qiáng)度低合金鋼鍛造而成，一回路冷卻劑側(cè)為不銹鋼堆焊層。
核級(jí)閥門(mén)
用鋼核級(jí)閥門(mén)在核電設(shè)備中屬于關(guān)鍵附件，連接了核電站的300多個(gè)子系統(tǒng)，其種類(lèi)主要有閘閥、截止閥、止回閥、蝶閥、安全閥、主蒸汽隔離閥、球閥、隔膜閥、減壓閥和控制閥等。雖然核級(jí)閥門(mén)在核電站的建設(shè)成本中占比很小，但在核電站所有部件的維修成本中，核級(jí)閥門(mén)的維修成本占據(jù)了50%以上。
圖12 控制閥
核級(jí)閥門(mén)選用的材料一般需要具備良好的耐蝕性、抗輻照、抗沖擊和抗晶間腐蝕，因此在一些主系統(tǒng)中均采用低碳甚至超低碳奧氏體型不銹鋼做主體材料，并選用一些強(qiáng)度高、韌性好、耐高溫高壓、抗沖蝕和擦傷性能優(yōu)越的合金材料來(lái)做閥桿或密封面等零件。
按照閥體材料的選擇，核島中碳鋼閥門(mén)約占41%、不銹鋼閥門(mén)約占55%、其他材料閥門(mén)僅占約4%。
堆內(nèi)構(gòu)件用鋼
堆內(nèi)構(gòu)件是指壓力容器內(nèi)除燃料組件及相關(guān)部件外的全部結(jié)構(gòu)部件。
其部件繁多、結(jié)構(gòu)復(fù)雜、精度要求高，且需要承受高溫高壓、中子輻照、冷卻劑腐蝕等考驗(yàn)。因此，反應(yīng)堆內(nèi)構(gòu)件材料的選材原則一般為：強(qiáng)度適當(dāng)高、塑韌性好、能抗沖擊和抗疲勞；中子吸收界面和中子俘獲截面以及感生放射性??；抗輻照、耐腐蝕并與冷卻劑相容性好；熱膨脹系數(shù)?。涣己玫暮附雍蜋C(jī)加工工藝性能。
第2代壓水堆核電站的堆內(nèi)主體結(jié)構(gòu)材料一般是奧氏體不銹鋼，如304L、304LN、321、347、310，螺栓類(lèi)材料為316LN、321H不銹鋼，某些特殊件采用了馬氏體不銹鋼，如壓緊彈簧的1Cr13。
第3代壓水堆AP1000核電站，其功率更大、壽命更長(zhǎng)，對(duì)堆內(nèi)構(gòu)件的成分和性能要求更嚴(yán)。其主體結(jié)構(gòu)材料選用鍛造的F304和F304H奧氏體不銹鋼，壓緊彈簧采用改進(jìn)型的403馬氏體不銹鋼。
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