核电站设备主要金属材料
2024年铌合金市场前景分析
铌合金市场前景分析引言铌合金是一种重要的高温合金材料，具有良好的高温强度、耐腐蚀性和机械性能，在航空航天、核能和化工等领域有着广泛的应用。
本文将对铌合金市场前景进行分析，探讨其发展趋势、市场规模以及主要应用领域等方面。
市场规模与发展趋势铌合金市场规模不断扩大，其发展受到多种因素的推动。
首先，随着航空航天行业和核能行业的快速发展，对高温合金材料的需求不断增加，铌合金作为一种重要的金属材料，具备满足高温、腐蚀等特殊环境条件下性能要求的优势，因此市场需求持续增长。
其次，新兴领域的发展也为铌合金市场提供了机遇，如新能源汽车领域对高温合金材料的需求逐渐增加，铌合金在此领域的应用前景广阔。
此外，铌合金的生产工艺不断改进，成本不断降低，也为市场发展创造了有利条件。
主要应用领域航空航天航空航天领域是铌合金的重要应用领域之一。
铌合金具有低密度、高强度和高温耐性的特点，适用于航空发动机、航天器和火箭的制造。
铌合金在这些领域中用于制造涡轮盘、涡轮叶片和高温结构件等，能够满足高温、高压和耐腐蚀等严苛条件下的要求。
核能铌合金在核能领域中有着广泛的应用。
核反应堆中的燃料元件和包覆材料通常需要具备极高的耐腐蚀性能和良好的机械性能，铌合金能够满足这些要求。
同时，铌合金也可用于核电站中的其他部件，如泵体、阀门和管道等。
新能源汽车随着新能源汽车的快速发展，对高温合金材料的需求日益增加。
铌合金作为一种适用于高温环境的金属材料，能够满足新能源汽车中动力电池系统、电机和充电设备等部件的要求。
铌合金具有良好的耐腐蚀性和机械性能，能够提供持久可靠的性能。
持续改进与市场竞争铌合金市场竞争激烈，企业需要通过持续改进来提高产品质量和技术水平。
在铌合金的生产过程中，优化合金配方、改进生产工艺和提高加工精度等都可以有效提高产品性能，增强市场竞争力。
此外，与其他材料相比，铌合金的成本还有待降低，企业需要利用技术进步和规模效应等手段降低生产成本，提高产品价格竞争力。
AP1000核电汽轮机主要部件选材分析
AP1000核电汽轮机主要部件选材分析杨晓辉;彭建强;吕振家;闫红博【摘要】为了保证A P1000核电机组的长期安全可靠运行,对A P1000汽轮机主要部件选材进行了深入分析,结果表明,AP1000汽轮机转子采用超纯净30Cr2Ni4MoV钢,末级叶片采用马氏体时效强化钢0Cr17Ni4Cu4Nb等,主要部件选材合理,但汽缸、螺栓选材可以进一步优化,比如汽缸采用性能更优的2.25Cr-1Mo铸钢、螺栓采用淬透性更好的25Cr2MoV钢等.研究成果可为核电AP1000汽轮机进一步优化选材提供参考.【期刊名称】《热力透平》【年(卷),期】2019(048)003【总页数】5页(P187-191)【关键词】AP1000;核电汽轮机;转子;应力腐蚀【作者】杨晓辉;彭建强;吕振家;闫红博【作者单位】哈尔滨汽轮机厂有限责任公司 ,哈尔滨150046;哈尔滨汽轮机厂有限责任公司 ,哈尔滨150046;哈尔滨汽轮机厂有限责任公司 ,哈尔滨150046;黑龙江科技大学 ,哈尔滨150022【正文语种】中文【中图分类】TK265目前在建的1 000 MW等级核电站主要有以下四种类型：法国法马通核能公司的EPR，日本东芝公司的AP1000(2006年该公司收购了美国西屋核电公司)，在原二代反应堆基础上改型的CPR1000，以及俄罗斯的VVER-1000[1]。
其中，AP1000采用非能动安全系统，是目前最先进的核电技术之一。
AP1000核电汽轮机主蒸汽参数为270 ℃，压力为5.4 MPa，额定功率为1 250 MW[2]。
由于核电汽轮机温度低，流量大，湿度大，在材料选择上除满足构件的强度要求外，还必须考虑湿蒸汽对材料本身的腐蚀作用，即考虑材料的抗腐蚀性能。
本文在分析比较国内外核电汽轮机选材的基础上，对某型AP1000核电汽轮机主要部件选材特点进行了详细分析，为该型汽轮机主要部件选材的进一步优化奠定一定的基础。
1 转子1.1 核电转子材料AP1000高压和低压转子均选用传统的低压转子材料30Cr2Ni4MoV。
耐高温的金属材料
耐高温的金属材料耐高温的金属材料引言：随着现代工业的发展和科学技术的进步，高温环境下的工作需求越来越多。
例如，汽车引擎、航空发动机、核电站等都需要在高温条件下正常工作。
因此，耐高温的金属材料的研究和应用日益重要。
本文将详细介绍几种常见的耐高温金属材料，并讨论其特性和应用领域。
一、镍基高温合金镍基高温合金是一种使用镍和其他合金元素制成的金属材料。
由于其优异的高温力学性能和耐腐蚀性，镍基高温合金在航空、航天、能源等领域得到广泛应用。
例如，现代喷气发动机中的涡轮叶片、燃烧室等都采用了镍基高温合金。
此外，镍基高温合金还常用于核电站、石油化工设备等高温环境中。
二、钼基高温合金钼基高温合金是以钼为基础元素的合金材料。
钼具有高熔点、高热传导性和良好的力学性能，因此钼基高温合金在高温环境下表现出色。
主要应用领域包括航空航天、航空发动机、化工装备等。
例如，超音速飞机的发动机涡轮叶片和喷管等部分常采用钼基高温合金制造。
三、钛基高温合金钛基高温合金是一种以钛为基础元素的合金材料。
钛具有低密度、高强度和良好的耐腐蚀性，在高温环境下有一定的抗氧化性能。
钛基高温合金常应用于航空航天、核工业、舰船制造等领域。
例如，宇航器中的舰身、喷管和发动机部件可以采用钛基高温合金制造。
四、铜基高温合金铜基高温合金是以铜为基础元素的合金材料。
铜具有良好的导热性和导电性，在高温环境下能保持较高的强度和韧性。
因此，铜基高温合金常用于电力工业和电子工业。
例如，高能密度电池、电子器件散热器和导线等部件通常采用铜基高温合金制造。
五、钼铜合金钼铜合金是由钼和铜按一定比例熔炼而成的合金材料。
钼具有良好的高温强度和抗氧化性能，而铜具有高热传导率和良好的导电性能。
因此，钼铜合金具有良好的耐高温特性和导热性能。
广泛应用于航空航天、电子器件和真空设备等领域。
结论：耐高温的金属材料在现代工业中起着重要的作用。
镍基高温合金、钼基高温合金、钛基高温合金、铜基高温合金和钼铜合金都具有优异的高温性能和特性。
核电金属管道
核电金属管道1.2核电用管管综述 (2) (3)2先进压水堆管道 (3)2.1核岛蒸汽系统和核辅助系统用核2、3级无缝钢管 (3)2.1.1P280GH无缝钢管的性能特点 (3)安全性要求 (3)质量要求 (4)2.1.2关键技术 (4)化学成分设计 (4)冶炼工艺 (4)制管工艺 (4)热处理工艺 (5)2.2压水堆核电站一回路主管道材料 (5)2.2.1一回路主管道制备工艺 (6)2.3EPR核电站常规岛主蒸汽和主给水管道的选材 (6)2.3.1管道选材的要求 (7)2.3.2管道材料的选择 (7)2.3.3主给水管道材料 (7)3先进轻水堆 (7)3.1AP1000主管道 (7)3.1.1冶炼技术 (8)3.1.2锻造技术 (8)4核电金属管道的相关技术、专利 (9)4.1管道弯曲工艺 (9)4.1.1各种弯曲方法 (9)4.2A-TIG焊在核电管道全位置焊接中的应用 (9)4.3Z形跳焊法在核电工程管道中的应用 (9)4.4锆材在核电站的应用 (10)4.4.1锆合金包壳管在核电站的重要性 (10)4.4.2锆材在核电站中的应用 (10)4.5相关专利 (11)5国内外知名企业 (13)5.1国内知名企业 (13)5.2国外知名企业 (15)1.1第三代核电技术1.2核电用管管综述核反应堆使用的是带有辐射性的核燃料，一旦发生核泄漏，会严重恶化该区域的生态环境，因此核电站对核岛的安全要求最高。
核电站使用的管材，其安全等级分为核级和非核级；核级材料又分为核一级、核二级和核三级。
此外，在生产制造过程中也有严格质保要求。
通常，核岛一回路管道为核级材料，其中用于一回路冷却系统的所有承压边界设备和管道均属核一级材料，部分蒸汽输送管道为核二级和核三级材料；常规岛的二回路系统管道均为非核级材料。
核电站主管道（如下图）是连接反应堆压力容器和蒸汽发生器的大型厚壁管道，是核电蒸汽供应系统输出堆芯热能的“大动脉”，是核电站的一级关键部件之一。
核电站核岛焊接工艺评定：反应堆压力容器接管与安全端异种材料焊接
核电站核岛焊接工艺评定：反应堆压力容器接管与安全端异种材料焊接1 反应堆压力容器接管与安全端焊接工艺说明1.1在电站反应堆压力容器、蒸汽发生器和稳压器的结构设计中，都有进、出水接管与安全端的焊接接头。
接管一般采用Mn-Mo-N型低合金高强度钢SA508Gr3Cl2钢制造，而安全端与反应堆冷却剂管道相连，均采用316L或304L奥氏体不锈钢制造。
1.2为确保这种异种钢接头具有良好的力学性能，避免在接头中出现危险性缺陷，故采用先在低合金钢接管端部堆焊8～10mm厚的镍基合金作为隔离层，经消除应力热处理后加工成焊接坡口,然后与不锈钢安全端用镍基合金焊材焊接，焊后不再进行热处理。
1.3在接管端部堆焊镍基合金隔离层可选用多种焊接方法，如手工焊条电弧堆焊，窄带极埋弧堆焊，加填充丝钨极氩弧堆焊。
堆焊时，为了控制堆焊层被稀释的程度，必须限制焊接热输入量，适当降低预热温度，防止热裂纹产生。
1.4目前国内外常用的镍基合金堆焊焊条有ENiCrFe-3和ENiCrFe-7，氩弧焊焊丝有ERNiCr-3和ERNiCrFe-7，埋弧焊焊带有EQNiCr-3和EQNCrFe-7。
一般选用的焊条直径为Φ3.2和Φ4 mm，焊丝直径为Φ0.9mm、Φ1.2mm和Φ1.6mm,焊带规格为30×0.5mm和60×0.5mm。
1.5接管与安全端的对接焊,根据不同的坡口形式，通常采用以下几种焊接工艺：a）手工氩弧焊加填充丝打底，再用焊条电弧焊焊接，该工艺能保证焊缝根部质量，不必去除焊根。
b）焊条电弧焊直接焊接，但焊缝根部质量较难保证，必须进行机械加工去除焊根。
c）先自动氩弧焊不加填充丝封底，然后自动氩弧焊加填充丝直接焊接。
采用此方法一般以工件固定进行横焊或全位置焊接。
1.6 接管与安全端对接焊同样采用镍基合金焊接材料,氩弧焊填充丝一般采用ERNiCr-3、ERNiCrFe-7，如Inconel 82、Inconel 52等，与隔离层堆焊材料类别相同。
niolox钢成分
niolox钢成分一、钢的简介钢是一种广泛应用于工业、建筑、交通等领域的金属材料。
它主要由铁和碳组成，同时还含有少量的锰、硅、硫、磷等元素。
根据钢的成分和性能特点，可以将其分为多种类型，如碳素钢、合金钢、不锈钢等。
二、niolox钢的成分特点iolox钢是一种高性能的合金钢，其成分特点主要表现在以下几个方面：1.高强度：niolox钢通过合理调控碳、锰、硅等元素的含量，使其具有较高的强度，满足了各种工程结构对钢材的强度要求。
2.良好耐腐蚀性：niolox钢中含有适量的镍、钼等合金元素，使其具有良好的耐腐蚀性能，适用于化工、海洋等恶劣环境下的使用。
3.优良的焊接性能：niolox钢的成分设计使其具有良好的焊接性能，有利于降低生产成本和提高工程效率。
4.较高的韧性：niolox钢具有较强的抗冲击性能和抗疲劳性能，有利于提高工程结构的可靠性和安全性。
三、niolox钢的性能优势iolox钢具有以下性能优势：1.强度高：niolox钢具有较高的强度，可以减轻结构重量，降低成本，提高工程效益。
2.耐腐蚀性强：在腐蚀环境下，niolox钢的使用寿命较长，降低了维修和更换的频率。
3.焊接性能优良：niolox钢的焊接性能较好，有利于提高生产效率和降低成本。
4.韧性好：niolox钢具有较高的韧性和疲劳强度，适用于承受冲击和振动的场合。
5.可持续发展：与传统钢种相比，niolox钢的生产和应用过程中对环境的影响较小。
四、niolox钢的应用领域iolox钢广泛应用于以下领域：1.建筑：niolox钢用于高层建筑、桥梁、隧道等结构，提高了结构的强度、稳定性和耐久性。
2.能源：niolox钢应用于核电站、风力发电、石油化工等能源领域，确保了设施的安全运行。
3.交通运输：niolox钢用于高速铁路、地铁、汽车、船舶等交通工具，提高了交通运输工具的性能和安全性。
4.机械制造：niolox钢作为高性能钢材，应用于各类机械设备的生产制造，提高了设备的性能和寿命。
核工业测试试题与答案
核工业测试试题与答案1、核电厂主要放射性物质有： ( )A、裂变产物B、活化产物C、活化的腐蚀产物D、以上都有答案：D2、受力构件受到中子辐照后，其脆性转变温度将会： ( )A、降低B、不变C、升高D、无规律答案：C3、核压力容器与一般压力容器在运行工况中，最显著的差别是 ( )A、受高温B、受高压C、受循环载荷D、受中子与γ射线辐射答案：D4、核电站一回路系统中常用的结构材料为 ( )A、锻钢、铸钢、结构钢B、低碳钢、中碳钢、高碳钢C、碳钢和低合金钢、不锈钢、镍基合金D、高合金钢、低合金钢、特种钢答案：C5、核安全法规 HAF003 是A、强制执行文件B、参考性文件C、指导性文件D、以上说法都不正确答案：A6、我国《核电厂质量保证安全规定》是以下面哪种文件与蓝本制订的：( )A、美国联邦法规 10CFR50B、国际原子能机构 50-C-QAC、我国原子能法D、以上都不是答案：B7、在当前的核电站中，把核能转为热能的方式是： ( )A、化学的合成B、物理化学的转换C、核裂变D、核聚变答案：C8、从断裂力学的角度而言，应着重提高 NDT 方法的 ( )A、记录准确度B、检测灵敏度C、定位、定量精度D、自动化程度答案：C9、核电站中防止事故发生和减轻事故后果的设备和部件称为 ( )A、一级部件B、二级部件C、三级部件D、四级部件答案：B10、选择质量控制的“三点”中的 W 点是 ( )A、提供数据点B、停工待检点C、见证点D、机动点答案：C11、放射性活度是放射性核素在单位时间内的 ( )A、核反应次数B、核衰变次数C、核减少的数目D、核发射粒子的数目答案：B12、释放核子内部能量的方法： ( )A、裂变B、聚变C、中子D、A 和 B答案：D13、蒸汽发生器中一、二次侧介质的隔离屏障是： ( )A、传热管B、筒体组件C、下封头D、上封头答案：A14、重水反应堆利用的核燃料： ( )A、浓缩 U235B、天然铀C、中子源D、都可用答案：B15、对工作质量负主要责任的人是： ( )A、检验人员B、管理人员C、工作执行人员D、上级主管部门答案：C16、文件控制的主要措施有： ( )A、编、审、批制度B、发布和分发制度C、变更控制制度D、以上都是答案：D17、放射性工作人员个人剂量检测计佩带位置为 ( )A、左胸侧B、腰间C、可能照射最大处D、无专门规定答案：A18、放射性工作人员年有效剂量限值中应包括 ( )A、天然本底照射，宇宙照射B、内照射和外照射C、医疗照射D、以上都是答案：B19、工程构件在运行中突然发生断裂的事故，断裂的主要形式是： ( )A、低应力脆断B、疲劳断裂C、应力腐蚀D、以上都是答案：A20、核电站一回路系统中常用的主要结构材料分为： ( )A、锻钢、铸钢、结构钢B、低碳钢、中碳钢、高碳钢C、碳钢和低合金钢、不锈钢、镍基合金D、钛合金答案：C21、核总电发( )6 号文规定需要资格鉴定考核取证的证件有：A、7 种B、5 种C、4 种D、10 种答案：A22、我国对放射工作实行什么样的管理制度： ( )A、许可登记制度B、备案制度C、审批备案制度D、合同管理制度答案：A23、压力容器的活性区在压力作用下，受中子辐射，其脆性转变温度将会：A、降低B、升高C、不变D、不一定答案：B24、当前核电站利用核能的方式是： ( )A、可控核裂变反应B、不可控核裂变反应C、核聚变反应D、核化合反应答案：A25、凡对质量有影响的活动都要遵循质量保证原则 ( )A、有章可循B、有人负责C、有据可查D、以上都是答案：D26、严重程度随剂量而变化，且存在阀值的效应是 ( )A、随机效应B、确定性效应C、躯体效应D、遗传效应答案：B27、放射性工作人员的平均年照射的最大允许剂量当量为： ( )A、100mRemB、50RemC、20mSvD、100mSv答案：C28、核工业无损检测人员技术资格等级中的高级证书是： ( )A、I 级B、II 级C、III 级D、IV 级答案：C29、剂量当量的单位： ( )A、伦琴B、戈瑞拉德C、希沃特雷姆D、贝克居里答案：C30、核电站的构成： ( )A、核蒸汽供应系统B、发电系统C、辅助系统D、以上都是答案：D31、电离辐射按其照射方式可分为 ( )A、外照射和表面照射B、外照射和内照射C、环境辐射和直接照射D、以上都不对答案：B32、质量保证部门在处理质量问题时，行使质量管理职权应： ( )A、与各部门协商一致后B、服从经济和进度后C、听从最高领导指挥后D、独立地、客观地答案：D33、凡对质量有影响的活动都要遵循质量保证原则是： ( )A、有章可循B、有人负责C、有据可查D、以上都是答案：D34、核压力容器与一般压力容器在运行工况中，最显著的差别是： ( )A、受中子与г射线辐射B、受高温C、受高压D、受循环载荷答案：A35、天然辐射源主要来源有： ( )A、宇宙辐射B、陆地上的辐射源C、体内放射性物质D、以上都对答案：D36、质量保证中的实体，可以是 ( )A、具体的产品B、组织C、过程D、以上都是答案：D37、合格的仪器应具备 ( )A、合适的量程B、适当的精度和准确度C、正确的型号D、以上都是答案：D38、工程上常把金属材料的性能分为 ( )A、机械性能B、物理性能C、工艺性能D、以上都对答案：D39、核电站机械设备的主要材料是： ( )A、炭钢、低合金钢、不锈钢B、钢、不锈钢、有色金属C、钢、有色金属、有机材料D、以上都不对答案：A40、辐射防护实践的正当性是指： ( )A、具有正当的理由，利益大于代价B、保护环境，保护公众C、不得损害人的健康D、以上都不对答案：A41、工程构件在运行中发生断裂事故的主要原因是： ( )A、低应力脆断B、疲劳断裂C、应力腐蚀D、以上都是答案：D42、金属材料的断裂韧性 KIC 值与什么因素有关 ( )A、金属材料本身的性质B、外加的应力和受力方式C、几何形状和裂纹大小D、以上都是答案：A43、压水堆核电站中反应堆压力容器、稳压器、蒸发器等组成的回路，叫：( )A、一回路B、二回路C、一次侧D、二次侧答案：A44、压水堆核电站中，防止和减轻核事故后果的设备属于：A、核 I 级部件B、核 II 级部件C、核 III 级部件D、核 IV 级部件答案：B45、压水堆和沸水堆又称为 ( )A、石墨堆B、气冷堆C、轻水堆D、重水堆答案：C46、辐射防护实践的正当性是指A、具有正当的理由，利益大于代价B、保护环境，保护公众C、不得损害人的健康D、以上都对答案：A47、合格的仪器应具备 ( )A、合适的量程B、适当的精度和准确度C、正确的型号D、以上都是答案：D48、对工作质量负主要责任的人是： ( )A、检验人员B、管理人员C、工作执行人员D、上级主管部门答案：C49、核电站奥氏体不锈钢管道焊缝，在运行过程中最容易产生的缺陷是：A、热疲劳裂纹B、低周疲劳裂纹C、辐照脆化和时效老化D、晶间应力腐蚀裂纹答案：D50、电离辐射时按其照射方式可分为 ( )A、外照射和内照射B、外照射和表面照射C、环境辐射和直接照射D、以上都不对答案：A51、质量保证部门在处理质量问题时应当独立行使质量监督职权。
核电厂材料-RPV-ASS
Test piece 冲击试 样 辐照监督管
辐照对冲击性能曲线的影响
Absorption energy (kgf ・m)
Temperature (℃)
DBTT 韧脆转变温度
参考零塑性温度 RTNDT
l. 先由落锤试验测出 NDT ；
2. 选择一个 TNDT 温度略大于 NDT ，然后在 TNDT ＋ 33oC 下作三个 Cv 冲击试验，当冲断功≥ 68J ，侧膨胀值≥ 0.9mm （相当于 35mi l ）时，确认 TNDT 就是 RTNDT 。
1. 活AS性TM区下E1部85环要向求焊辐缝照靠监活督性最区少的的热试影样响数区量；
材料 试样
母材
焊缝 热影响区
夏比 V 冲击
12
12
12
拉伸试样
3
3
－
活性区 环向焊缝
辐照监督管
1 测温盒； 2 剂量盒； 3 熔焊封口 4 母材冲击； 5 焊缝冲击； 6 热影响区冲 击 7 母材拉伸； 8 焊缝拉伸； 9 热影响区拉 伸
度 AARRTT，即：RTNDT RTNDT 2
2 1
2
式中： ART 相当于辐照后的 RTNDT ；
RTNDT ＝辐照前的参考零塑性温度； σ1 ＝辐照前实测 RTNDT 的标准偏差； σ△ ＝测△ RTNDT 时的标准偏差；
对母材 σ△ ＝ 9.4oC ，对焊缝 σ△ ＝ 15.6oC ，但 σ△ 值不能大于
代表母材、焊缝金属和焊接热影响区金属
辐照监督管的布置
辐照监督管的位置一般在热屏蔽与压 力容器内壁之间，接受的辐照量大于 压力容器壁，超前因子一般为 2 ～ 4;
法国设计的 1000MW 级堆型一般有 六根辐照监督管，其中三根超前因子 为 2.86 ，另外三根为 3.45 左右。
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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。
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。
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。
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；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）。