核电厂材料学第6部分结构

授课人：日期：中电投高级培训中心6结构材料主要内容6.1压力容器材料1)2)6.2不锈钢及耐热合金3)6.3核电厂常用金属材料要求1)了解压力容器在压水堆核电厂的重要性，了解压力容器钢的特点，了解压力容器制造的关键工艺，了解压力容器进行全寿期监督的重要性以及监督的方法。2)了解不锈钢及镍基耐热合金。3)了解常用金属材料的牌号、分类和用途。6.1压力容器材料PWR压力容器第三道安全屏障容纳冷却剂、支持堆芯、密封放射性和维持堆内运行压力等。体积庞大、不可更换、决定了电厂寿命工作条件15～17MPa300oC中子辐射相似部件蒸汽发生器压力壳稳压器压力壳主泵压力壳对压力容器的要求设计、选材、制造核检验要符合规范要求：ASME规范第三卷锅炉压力容器规范中要求对核压力容器极其所在的一回路进行“分析设计”，即根据“正常”、“异常”、“紧急”和“事故”不同工况的后果和危害程度确定其安全系数和许用应力。为了防止压力容器在役期间发生脆性断裂，美国联邦法规10CFR50附录H及ASTM-E185要求，在水堆核电站中必须安放辐照脆化随堆监督试样管，定期检验调整参考温度ART的变化，并以此不断修订开停堆的运行限制曲线。法国RCC-M规范H、M、Z分册德国KTA3Q01.1及3201.2规范我国HAF法规要求(HAF102等)在这些标准中，虽然涉及的内容很多，但重点都是集中缺陷和RTNDT的要求上轻水堆压力容器钢的拉伸性能(标准要求)对主要性能的要求GB/T15443-95拉伸性能：室温：s0.2>400MPa,sb>670MPa,d5>20%350oC:s0.2>300MPa,sb>552MPa冲击韧性基本要求：RTNDT<=-12oC，上平台能量>130J，寿命末期预期调整温度ART<93oC指定温度下的韧性要求(单位：J/cm2)为防止压力容器在役期间发生脆性断裂，10CFR50附录H及ASTM-E185要求，反应堆临界时候，容器的温度不应低于水压实验的最低允许温度，也不应该低于ART+33oC取样方向0

oC20

oC-20

oC三个试样最小平均值和试样长度方向垂直于加工方向≥70≥130≥50平行于加工方向≥100≥150≥70压力容器材料开发历史美国轻水堆第一代用的是锅炉钢A212B，配套煅材为A350Lfa，1956年后改用Mn-Mo钢A302B，煅材为A336后因核电站向大型化发展，压力容器也随之增大和增厚，为保证厚截面钢的综合性能，60年代中期又改用淬透性Mn-Mo-Ni钢A533B（煅材为A508II）,同时将热处理由常化改为调质（淬火＋高温回火）。由于壁厚增加和面对活性区的纵向焊缝辐照性能差，因此将压力容器由板焊结构改为环煅容器，材料是A508II。但自1970年发现A508II堆焊层下有再热裂纹之后，又发展了A508III钢，它是在A508II基础上，通过减少硬化元素C、Mo、Cr含量，使堆焊不锈钢里衬时，降低了基体上产生裂纹的倾向。为弥补因减少硬化元素而降低的强度和淬透性，特提高了A508钢中的Mn含量，因Mn易增大钢中偏析，故又降低了磷、硫含量。材料开发中性能改进途径各国的A508III钢对应牌号及其成分A508III钢典型的微观组织贝氏体组织等轴晶粒堆内辐照监督Charpy-V冲击试样Testpiece冲击试样辐照监督管Charpy冲击实验单位:mm摆锤刃口摆锤试样座刻度盘V缺口冲击试样试样座堆内辐照监督Charpy-V冲击试样辐照对冲击性能曲线的影响Temperature(℃)Absorptionenergy(kgf・m)DBTT

韧脆转变温度Charpy-V冲击实验的必要性由于脆性断裂的可怕性，所以在力学性能试验中，以研究和防止脆断的试验方法为最多，如CAT(CrackArrestTest)、COD(CrackOpeningDisplacement)、DT(DynamicTear)、落锤试验和断裂力学等。但便于入堆辐照及热室试验的只有Charpy-V冲击试样，虽然J1C落锤试样也作过辐照，只因试样大，试验程序不便于热室操作，所以国内外仍以CV冲击作为研究辐照脆化的重要手段落锤实验－Pellini法试样厚度为所试钢板的全厚度(一般12～25mm，RCC-M要求为16mm)，且保留一轧制面，在板宽中点沿长度方向堆焊一脆性堆焊层。在堆焊层中间开一缺口，缺口的方向与试验的拉力方向相垂直，以便引发裂纹。试验之前试样在所选的低温条件下保温30-45分钟，然后迅速移至支座上，用落锤对其冲击。落锤实验所用试样尺寸大，接近实际部件服役条件，因此，实验结果更准确。落锤法测定材料的NDT是由W.S.Pellini发明的。Charpy-V实验的特点与落锤、动态撕裂DT试验有一定的对应关系，尤其和辐照后的落锤试验结果一致。由于落锤试验的零塑性温度NDT(NilDuctilityTemperature)近似等于C-V曲线上的冷脆转变温度，冷脆转变温度的高低可以表征材料韧性储备的大小。依靠冷脆转变温度防止脆性断裂的理论根据是断裂分析图(FailureAnalysisDiagramFAD图)上的弹性负荷破断转变温度(FractureTransitionElasticFTE=NDT+33oC)。从FAD分析看出，压力容器在工作温度高于FTE＝NDT+33oC，脆性裂纹就不会发生失稳扩展，使用就安全。可见，只要准确测出NDT值，即可防止庞大的核压力容器断裂。为了安全起见，现已改用RTNDT代替NDT。断裂分析FAD图铁素体钢强度和韧性间的关系NDT虽然是防止压力容器脆性断裂的重要判据之一，但从图右图看出；韧性相同的材料，由于成分、工艺不同，对应的强度差别甚大，强度相同的材料又因组织和析出相、夹杂物的形态、分布不同，它们之间的韧性也有很大差别参考零塑性温度RTNDTl.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35mil）时，确认TNDT就是RTNDT。3.当三个试样结果不满足上述规定条件时，以三个试样为一组在更高的温度下做补充试验，每次提高5oC，找到一个满足上述条件的温度TCV，用满足上述TCV温度减去33℃，即为所求的参考零塑性温度RTNDT。由上可知，RTNDT是经过一个68J韧性指标和一个塑性指标（0.9m膨胀量）互相鉴定并有三个试样作对证才确认的，所以比NDT更加可靠和安全。RTNDT相当于68J和35mil两条线交点A，也即一个确定值，而不是一个波动值很大的范围带，这就克服了受冶金因素影响所带来的偶然性。参考零塑性温度的调整

ART--AdjustedReferenceTemperature因FTE＝RTNDT+33℃是防止脆性断裂的最常用判据，所以只要准确测出辐照后的RTNDT，即可防止运行中的核压力容器发生脆性断裂．尽管RTNDT的确定比较严格，但试验偏差不能忽略，所以需对塑性参考后的RTNDT进行修正，称此为调整零塑性参考温度ART，即：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0.5×△RTNDT。规范要求压力容器材料寿期末ART≤93℃，高于此值必须经过严格评审和安全分析才能再运行。否则，即退役。核压力容器运行限制图纵坐标压力安全限由FAD图中CAT线水平段的应力35－56MPa确定，横坐标温度安全限由不同时期的FTE＝ART＋33oC确定。这就是图中左上角脆性断裂区域的确定方法。由于按照升高冷脆转变温度，寿命末期，温度安全限由A升到B。图中最下端实线，表示寿命末期开堆时的升温和升压以及停堆时的降压和降温的速率曲线，目的是防止开堆启动参数和停堆过程中的参数（P、t），经过或进入图中左上角的脆性断裂区。防止热冲击的韧性要求如果一回路发生失水事故，堆芯温度将会急剧上升，接着应急冷却系统向堆内立即注入大量水，在这种先急热后急冷的过程中，必然在压力容器内因热冲击而显著产生应力，故称此为承压热冲击，简称PTS。为防止核压力容器在高温状态下急速过冷引起破坏有关标准特规定以下要求：应对容器束带区每条焊缝、锻件或板材按以下公式进行RTPTS计算并取两公式中的最小值：式中：I=辐照前RTNDT，M=裕度；对(1)式，RTNDT为实测值时M=27oC，否则M=33oC；对(2)式，RTNDT为实测值时M=0，否则M=19oC;Cu，Ni为钢中含量的百分数，f是注量1019n/cm2的系数，另外，NRC-RG1.99规定对煅件纵向焊缝限值为132oC，环向焊缝限值为149oC。

辐照效应机理钢受快中子（＞1MeV）轰击后，被撞原子产生离位现象，同时原结点位置变成一个空位，而它本身经过串级碰撞后，滞留在晶格之间成为一个间隙原子，于是就形成了Frenkel缺陷对。因快中子能量而故可连续地击出许多离位原子，直至中子逸出或能量耗尽为止。由于初级离位原子受中子轰击时吸收了大量能量，所以它们也能将其它原子从所在的点阵位置上轰击出去，从而构成了二级、三级以至更多级的串级碰撞效应。离位峰一个初级离位原子以这样的方式，可以级联撞出104个次级离位原子，同时也伴生了同样多的空位。离位原子的级数愈高，它所吸收的能量越低，运行的距离就越短，所以在离位原子级联碰撞的最后路程上就会形成由Frenkel缺陷对组成的离位峰，同时，上述方式所产生的空位和间隙原子也可能部分地相遇而消失，或被晶界与缺陷之类的尾间（Sink）所吸收，或者空位与间隙原子各自通过聚集、崩塌还会形成位借环、堆垛层错环以及增加位错密度等。另外，辐照还会加速沉淀，产生贫原子区、微空洞等。因在这些缺陷周围应力场较大，故使位错运动受阻而引起材料硬化、强化和脆化。热峰在离位峰内，因间隙原子非常多，碰撞后的剩余能密积后，还可能使局部微区的温度上升得很高。所以离位峰相伴而生的还有热峰。热峰的温度越高，其体积越小，存在的时间越短；反之，较大、较长。可见，热峰是局部微区温度急升骤降的现象。这如同淬火过程，也会使材料产生硬化和脆化。

材料经辐照后的变化辐照引起压力壳钢的性能变化主要来自点缺陷的衍生物(二次缺陷)以及相伴而生的其它辐照缺陷，如成分偏析等。压力容器的辐照效应钢中杂质越多，晶粒和组织愈粗，气体含量越高，尤其C、N、O、Cu、P含量和痕迹元素（Sn、Sb、Bi等）含量大时，辐照脆化效应愈大；反之，则小；轧制、锻压和冷加工变形量愈大，辐照效应愈小；反之，则大；铸态的焊缝比加工态的母材辐照脆化效应大。另外辐照参数影响也很敏感，温度高、通量低，辐照效应小；反之，则大。结构钢中合金成分越多，含量越高，辐照效应愈大，反之，则小。调质比常规热处理辐照效应小。压力壳钢辐照脆化的检验方法辐照脆化--强度升高，塑、韧性下降，材料变脆检验辐照脆化的方法是利用辐照前后，不同温度下，Charpy-V系列冲击曲线上冷脆转变温度的增加值此△T41J（≈△NDT）和冲击曲线上最大冲击功，即上平台能量的下降值△USE，表示辐照后，脆化程度的大小，而冷脆转变温度的确定，则是由规范推荐的特定当量功（41焦耳）所对应的温度值作为冷脆转变温度。辐照的影响因素由于压力容器面对活性区直接受到快中子轰击，从而使晶格不断遭受破坏，产生点缺陷。但点缺陷产生的数量及其衍生物的稳定性和存在的形态、大小和分布，受各种辐照参数和材料性质的影响辐照参数：温度、注量、剂量率、能谱等材料成分：C，O，NNi，MnCr，MoNb，VSi杂质元素材料的加工过程辐照温度的影响

一般说来，辐照效应随温度的变化是相反的关系，即温度越高，辐照前后冷脆转变温度的增值越小。因为温度高时，点缺陷活动能力强，空位和间隙原子相遇而消失的恢复效应大，另外二次缺陷也容易瓦解或聚集，使硬化减小通量的影响通量是影响辐照脆化的一个重要因素，随着通量增加，冷脆转变温度的增值△T41J增大，而且在不同温度辐照下都有这样的趋势。原因是随着通量增大，晶格原子受中子轰击的几率增高，随之产生点缺陷也就愈多，进而形成二次陷的数量增加，因此使表征脆化效应的△T41J增大，但并不是直线上升，而按分指数的关系变化，一般在3×1019n/cm2之后趋于饱和，这是因为通量升高，生成Frankel缺陷增加，点缺陷复合消失几率变大，从而性能恶化就逐渐变缓。碳、氧、氮对辐照的影响碳化物多材料的辐照脆化效应大氮和氧与碳的影响相同，都属于间隙元素，对辐照有害，但若Al/N比合理(1.2-1.8)，可以改善韧性，减少辐照敏感性镍和锰的影响镍和锰都是扩大γ相、细化晶粒、球化碳化物和提高淬透性以及保证综合性能的有效元无但对辐照都有害。Fe-Ni合金的辐照硬化效应明显大。Ni和Mn后，辐照脆化效应△NDT明显增大。含镍高的辐照脆化效应大。原因与镍和锰为扩大γ相元素降低AC3温度有关。因A3点降低，随之能满足奥氏体的热峰数量增加，使被淬火微区最多，故引起辐照效应变大；当Ni大于3.3后，随着镍含量增加，辐照效应△NDT反而变小。因为Ni含量升高，基体中出现了奥氏氏体与马氏体，前者韧性较大，有限制裂纹扩展的作用，后者辐照效应也比其它组织小。美国和西德对中合金钢的研究表面，含6%Ni的辐照效应最小。Cu含量和注量对镍辐照的影响铬和钼的影响铬对辐照有利，其原因认为是由于固溶的铬原子可以捕获自由碳，减少间隙元素C、N、O对辐照的不利影响，因此称铬为消除间隙元素对辐照有害的“清洁剂”。Mo同C、N、O的亲和力也很强，因此它与Cr相似，辐照后的△NDT值均比含Ni和Mo的△NDT小，这可能与Mo为扩大α相元素有关，扩大α相意味着升高了ACa的温度。因奥氏体化温度被升高，相应可引起淬火效应的热峰数目减少，因而晶格畸变数量减少，故使Mo的辐照效应比扩大γ相的Ni元素小。Nb和V的影响核应力容器钢中的Nb和V含量虽然很少，但作用很大。它们对细化晶粒、提高热强性、保证厚截面钢的韧性、强度及均匀性都有较大的作用。Nb对辐照有利，V对辐照有害。这与V的二次硬化有关。也就是说，除了辐照硬化外，还有辐照时V的碳化物析出引起的硬化。由于V对焊接性能和防止晶粒长大有利，故需要加V。为了寻求既对辐照无害又对钢的韧性有利的V含量，国外通过各种V含量的辐照试验指出，含V在0.08以下最好。ASTM规范推荐V<0.05。硅的影响硅有稳定辐照缺陷的作用，对辐照有害，因此在可能情况下，硅含量不宜偏高，最好低于0.35%。含硅钢在不同温度下的辐照效应在不同温度下的辐照催化效应ΔNDT50℃130℃245℃300℃325℃4×1018中子/cm260℃70℃49℃62℃63℃1×1019n/cm293℃110℃77℃97℃100℃成分0.06℃，0.052Si，0.45Mn，0.83Cr，0.14Ni，0.45Mo，0.12Cu，余为Fe钢中杂质元素对辐照性能的影响总的说来，合金元素或多或少地都有增大辐照脆化的趋势，但合金元素是提高钢的淬透性、细化晶粒、消除回火（减缓）脆性以及保证综合性能所必需的。实际上由合金化而提高的韧性储备，似乎可以弥补或抵消一部分辐照所带来的不利影响。总之，合金元素是不可缺少的，而某些杂质元素不仅是多余的，而且危害甚大，但它们是天然带来的有害物质，炼钢原料难以避免，不能为了减少辐照效应而不惜工本地要求无限提高纯度，何况实际又不可能，故只能根据辐照规律，提出合理的限制。杂质元素包括：As,Pb,Sn,SbS,PCu……Cu元素的偏析Embrittlementduetocopperprecipitateafterirradiation

FigurereproducedfromG.R.OdetteandG.E.Lucas,JOM,53(7)182001Precipitatesofe-copper

inA710steel生产工艺对辐照性能的影响材料的宏观性能是微观结构的综合表现：晶粒大小组织粗细夹杂物析出相的数量、形态与分布微观结构的形态与组成又同生产工艺相关这些因素也影响辐照效应。冶炼工艺的影响成分与热处理是保证钢的性能基础，冶炼是决定钢纯洁度和钢材质量的前提。在相同辐照条件下，由LD顶吹电炉炼的A302B钢，因杂质元素少，（△NDT＝104oC）比电炉钢（△NDT＝126oC）辐照效应小，真空熔炼比大气熔炼的钢抗辐照性能好。铝脱氧的钢（△NDT＝70oC）比硅脱氧的钢（△NDT＝110oC）辐照敏感性小，后者是因为形成AlN，减少了固溶氮对辐照脆化的有害影响。炉号的影响对大量不同炉号的辐照对比试验结果发现，同是一种钢，辐照敏感性却差异很大。在相同条件的辐照下，敏感与不敏感炉号，△NDT相差几十度；敏感的炉号（上曲线）为带状铁素体和贝氏体组织，不敏感炉号（下曲线）是铁素体和回火贝氏体组织；表明组织细小的，辐照敏感性小。热处理的影响带状铁素体＋上贝氏体对辐照敏感，说明淬火后高温回火有害；铁素体＋下贝氏体对辐照迟钝，表明淬火后在低温转变区回火有利。因淬火＋回火的组织为回火马氏体，其△NDT＝190oF，而炉冷时因出现晶界碳化物以及组织粗大，△NDT＝310oF，显然前者比后者辐照效应小。捷克的研究也表明，回火马氏体一般比回火贝氏体或铁素体＋珠光体辐照效应小。晶粒度的影响许多研究表明，细晶粒比粗晶粒辐照敏感性小。焊接的影响核应力容器无论煅环或板焊成型，都涉及到焊接问题。铸态的焊缝比加工态的母材辐照效应大，热影响区居于二者之间，这说明焊缝是薄弱环节。因此，美国标准规定：当纵向焊缝的RTNDT超过限值132oC，环向焊缝RTNDT超过限值149oC时，应进行详尽的力学分析，以便确定安全与否。辐照效应的预测NRC-1.99R1RCC-MVer.1NRC-1.99R2RCC-MVer.2美国核管会推荐的新公式：[CF]为材料成分因子，由实验数据回归获得，可查表0.072%≤Cu≤0.300%

辐照后退火压力壳钢的辐照脆化虽然比较明显，但若加热到高于辐照温度时，内部缺陷将会发生再排列，使辐照缺陷消灭一部分，甚至全部，从而使脆化效应得到恢复，但是，恢复效应并非仅在辐照后退火时才有，实际是同时发生的，即辐照脆化是损伤与退火二者平衡的结果。压力容器材料影响因素总结1.材料冶炼时严格控制天然有害杂质和辐照敏感元素（P，S，Cu）是减少辐照脆化的主要潜力。为此，应筛选低磷、低铜和残余元素少的优质精料。2.真空除气要充分，尽量减少气体含量，尤其是氧和氮，以便减少非金属夹杂物，提高钢的纯洁度，但要注意Al/N比，最好在1.2~1.8之间。3.当Cu≤0.03时，铜和镍，相互增大辐照脆化的趋势明显减小，因此，在可能的情况下，尽量降低铜含量。若降铜实在有困难，降低磷含量低（最好是0.005％）可适当放宽Cu含量，但不宜超过0.06。4.尽量减少钢中非合金化元素尤其是硅5.晶粒度越细越好，奥氏体化温度不易过高，热处理组织最好是下贝氏体。6.锻压比愈大愈好，最好是等轴晶。7.在保证强度下，碳含量取中下限为宜。压力容器辐照监督反应堆压力容器活性段在长期经受能量>1MeV以上快中子轰击后会发生：钢的强度尤其是屈服强度上升，钢的屈强比将越近于1；钢的塑性降低，延伸率和断面收缩率将趋近于零；钢的韧性降低，表现在Charpy－V型缺口试样的冲击韧性方面为无延性转变温度升高，上平台功下降。压力容器上需要监督的材料部位：活性区中线偏下部金属－受到的通量最大，

达到1011n/cm2·sec数量级；活性区下部环向焊缝－通量最大的焊缝，

达到1010n/cm2·sec数量级；活性区下部环向焊缝靠活性区的热影响区；ASTME185要求辐照监督最少的试样数量活性区

环向焊缝材料试样母材焊缝热影响区夏比V冲击121212拉伸试样33－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热影响区拉伸辐照监督管(奥氏体不锈钢外套)内一般装有：拉伸试样、冲击试样，有的还有紧凑拉伸试样，

(有的采用小型拉伸和冲击试样)；测温盒(测温锥－记录经受的最高温度)辐照剂量盒AP1000每个辐照监督管中含有的试样数量：拉伸试样9个冲击试样60个紧凑拉伸试样6个辐照监督管的布置控制棒组件导向管热电偶引出管支撑柱热电偶引出管上部堆芯支撑板上部堆芯支撑柱堆芯槽冷却剂入口上部堆芯板堆芯围板照射试验片支架导向管堆芯围板安装板热屏蔽下部堆芯板下部堆芯支撑柱横向支撑下部堆芯支撑板堆内仪表导向管减震器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。西屋公司AP1000有8根监督管，位于吊兰筒体外侧堆芯中部：反应堆压力容器的活性段制造环向焊缝纵向焊缝接管锻件环向焊缝环形锻件上封头法兰下封头接管段卷板焊接的容器活性段焊缝数量多，纵向焊缝辐照脆化倾向严重，对压力容器的安全性造成重大影响。锻造圆环焊接的活性段焊缝数量大大减少，仅有环向焊缝，抗辐照辐照脆化大大增强，制造工艺简化。压力容器主要部件用材要求1000MWe反应堆压力容器主要部件大致规格及用材要求美国在役核电站压力容器部件选材数据来源：IAEA-TECDOC-1120压力容器壳体段材质低碳Mn-Ni-Mo钢：SA508cl.3/16MND5应该具有较高的350oC强度，但屈强比不宜过高；断裂韧性和低周疲性能要满足设计规范要求；低温冲击韧性比较高，无塑性转变温度(TNDT)低；化学成分均匀、力学性能稳定；堆芯活性段桶体材料辐照脆化敏感性小，应该严格控制S、P≤0.008%,Cu≤0.08%,V≤0.01；焊接性能良好，焊接接头力学性能满足母材标准要求。SA508cl.3/16MND5材质制造要求冶炼必须采用电炉冶炼，铝镇静，真空脱气成品需要舍弃浇注钢锭上下足够的部分，以防缩孔疏松等缺陷，然后经过锻造和热处理(850~925oC水淬、635～665oC回火)，获得晶粒细小的贝氏体组织。法国RCC－M对RPV活性段材质要求反应堆压力容器的焊接压力容器焊接特点大尺寸～4.5m大壁厚～220mm异种材料防腐堆焊层不锈钢安全端质量要求质量一级成分要求强度韧性要求(-20,0,+20oC冲击试验)韧性要求严格焊缝金属成分要求严上封头组件

上筒体接管段活性段下封头法国RCC-M对压力容器材料的规定RCC－MB1000、B2000受辐照活性段M2111接管段M2112上下法兰过渡段M2113接管M2114RCC－MB1000、B2000M1000上下封头M2131M2121M2122主螺栓M2313＋M5140安全端M3301CRDM管座M4102＋M3301检验：MC1000、2000、4000、6000、8000各国的A508III钢对应牌号及其成分各国PWR压力容器钢拉伸性能比较材料标准室温高温(350oC)σb/MPaσ0.2/MPaδ5(％)ψ(％)σb/MPaσ0.2/MPaδ5(％)A533B

A508-3美国ASME551/690551/724≥345≥345≥18≥18≥38≥38≥526

－≥285≥285≥16≥1620MnMoNi55德国

TuV≥559≥392≥19≥45≥490≥314≥1416MND5法国RCCM550/670≥400≥20－≥497≥300－SFVV3日本JIS≥549≥345≥18≥38－－－15Kh2NMFA-A俄国rocr≥620≥500≥15≥55≥550≥450≥14中国A508-3GB-T15443-95552/670≥400≥20≥45≥552≥300－法国RCC-M对活性段16MND5的性能要求法国RCC-M对非活性段16MND5的成分要求成分(wt%)活性段16MND5非活性段16MND5浇包成品浇包成品C≤0.20≤0.22≤0.20≤0.22Mn1.15~1.551.15~1.601.15~1.551.15~1.60P≤0.008≤0.008≤0.012≤0.012S≤0.008≤0.008≤0.012≤0.012Si0.10~0.300.10~0.300.10~0.300.10~0.30Ni0.50~0.800.50~0.800.50~0.800.50~0.80Mo0.45~0.550.43~0.570.45~0.550.43~0.57Cr≤0.25≤0.25≤0.25≤0.25Cu≤0.08≤0.08≤0.20≤0.20V≤0.01≤0.01≤0.01≤0.01Al≤0.04(控制)≤0.04≤0.04(控制)≤0.04Co≤0.03≤0.03≤0.03≤0.03压力容器主焊缝焊接焊材焊丝：与SA508cl.3成分相近的Mn－Mo－Ni钢熔敷金属化学成分要求：C≤0.10,Si:0.15~0.60,Mn:0.8~1.8,P≤0.025,S≤0.025,Ni≤1.20,Cr≤0.30,Mo:0.25~0.65,Cu≤0.25,V≤0.02对强辐照区的焊缝要求：P≤0.008,Cu≤0.05,Co≤0.03焊剂：采用烧结型焊剂，一般为强碱性焊剂国际上常用的焊剂/焊丝匹配为(最好采用匹配的组合，不能乱用)：日本的Kobelco公司生产的MF27X焊剂+US56BX焊丝瑞士的Oerlikon公司生产的OP41TT焊剂+S3NiMo1焊丝国产603HR焊剂+H10Mn2NiMoA焊接方法手工电弧焊接打底，直流反接窄间双丝隙埋弧(或热丝TIG)自动焊，线能量控制在15～35kJ/cm坡口约12～15mm范围主焊缝性能要求经过610±10oC保温20小时的模拟热处理后，其机械性能应达到母材的相应水平。焊接材料－主焊缝焊材成分和性能卡片CSiMnPSNiCrMoCoCuVS2820A≤

0.1000.15~0.600.80~1.60≤

0.025≤

0.025≤

1.50≤

0.300.25~0.65≤

0.10≤

0.15≤

0.04S2820B≤

0.1000.15~0.600.80~1.60≤

0.012≤

0.025≤

1.20≤

0.300.35~0.65≤

0.03≤

0.06≤

0.02S2830A≤

0.1000.15~0.600.80~1.60≤

0.025≤

0.025≤

1.50≤

0.300.35~0.65－≤

0.25≤

0.04S2830B≤

0.1000.15~0.600.80~1.60≤

0.010≤

0.025≤

1.20≤

0.300.35~0.65≤

0.03≤

0.07≤

0.02法国RCC-M对主焊缝焊材的成分要求法国RCC-M对主焊缝焊材的性能要求焊材类型室温拉伸性能350oC0oC冲击功－20oC冲击功σ0.2/MPaσb/MPaδ5(％)σ0.2/MPa平均最小平均最小强辐照≥400550～700≥20≥300≥56≥40≥40≥28非强辐照(1)(1)～700≥20(1)≥56≥40≥40≥28(1)与焊接基体金属性能有关国内300MW压力容器制造试验结果Kobelco公司MF-27X焊剂+US-56BX焊丝接头落锤性能试验国产603HR焊剂+H10Mn2NiMoA焊接接头落锤性能试验结果焊缝金属350oC拉伸性能焊缝金属冲击韧性试验反应堆内壁不锈钢防腐层堆焊堆焊层材料双层堆焊，底层为E309L，表层为E308LE309L会受到SA508cl.3母材的稀释，约15％，仍能保证其成分与E308L接近堆焊层要求Cr≥19%,Ni≥7%，铁素体相控制在5～12％的范围内不锈钢带极宽度一般为60～180mm，以往选用60mm带极，目前为了提高效率多选用75～120mm带极。单层堆焊厚度：3.5mm左右焊接方法电渣堆焊：以熔渣的电阻热熔化加热，可以使熔敷层厚度均匀。电渣堆焊的优点：稀释率低，熔敷金属化学成分均匀，表面成形光滑，焊道搭接处杂质少。对于75mm带极，线功率一般选择在120～220kJ/cm，其中120为稀释门槛值，220为工艺门槛值。焊接材料－堆焊焊材成分和性能法国RCC-M对防腐堆焊层焊材的成分要求材料CSiMnPSNiCrMoCod％Z19-9L

(E308L)≤

0.035≤

0.90≤

2.50≤

0.025≤

0.0259.00~12.018.0~21.0≤

0.50≤

0.205~

15Z23-12L(E309L)≤

0.030≤

0.90≤

2.50≤

0.025≤

0.02511.00~14.022.0~25.0≤

0.50≤

0.208~

18SA19-9L(ER308L)≤

0.030≤

1.50≤

2.00≤

0.025≤

0.0259.50~11.5019.0~21.0－≤

0.207~

17SA23-12L(ER309L)≤

0.040≤

1.50≤

2.00≤

0.025≤

0.02511.50~13.522.0~26.0≤

0.50≤

0.2012~

22法国RCC-M对防腐堆焊层焊材的性能要求焊材类型室温拉伸性能350oC0oC冲击功σ0.2/MPaσb/MPaδ5(％)σ0.2/MPa平均最小Z19-9L/E308L≥210520～670≥30≥125－≥60Z23-12L/E309L－－－－－－带极电渣焊－压力容器内壁防腐层堆焊对于像反应堆压力容器之类的大面积防腐涂层堆焊，一般采用60～180mm带极电渣堆焊技术来完成，效率高、质量好。308L309L熔和线附近堆焊层堆焊接头的熔合区和堆层的金相照片堆焊工艺参数对比压力容器不锈钢防腐电渣堆焊与埋弧堆焊工艺试验比较堆焊缺陷及其防止措施沉淀强化(再热)裂纹：发生在含有V、Ni、Ti等沉淀强化元素的合金钢中，由于焊接热循环使焊道下晶粒粗大区域的合金化元素溶解到基体，在去应力退火过程中析出强化碳化物相，形成裂纹。防止方法：控制材料中硬化元素量、改变工艺参数、焊前预热，控制层间温度。压力容器不锈钢安全端异种材料焊接主要问题bcc与fcc不同晶体结构的材料焊接

焊接应力很大、热膨胀率相差远，

导热系数不同焊接材料镍基堆焊一般采用焊条：AWSENiCrFe-3型INCONEL182带极：采用AMSERNiCr3型INCONEL82焊条要求含P，S量严格控制，从而尽量避免裂纹焊接方法镍基堆焊可采用热丝TIG焊镍基堆焊层-Alloy82镍基焊缝金属-Alloy182不锈钢堆焊层SA508-3材料常用焊接材料化学成分

(wt%)CSiMnPSFeCrNiCuAlTiNb+TaMoAl+TiAlloy1320.050.222.80.0050.0049.715.069.9<0.01――1.8――Alloy820.0300.213.080.0010.0021.3918.3273.940.02―0.332.61――Alloy1820.601.07.00.030.01510.015.060.0<0.5―<1.01.~2.5――Alloy1520.0260.344.520.0040.0028.1428.6756.360.010.170.091.63<0.01―Alloy520.0160.150.240.0040.0019.2128.9460.00.090.710.560.010.011.276.2不锈钢及耐热合金不锈钢简介不锈钢是耐大气和酸、碱、盐等介质腐蚀的合金钢总称。不锈钢的广义型定义还包括不锈耐热钢；其中称耐大气、蒸汽和水腐蚀的钢为“不锈钢”；称抗酸、碱、盐等强介质腐蚀的钢为“耐酸钢”。不锈钢具有良好综合性能尤其是奥氏体不锈钢因良好的耐蚀性和焊接性，优良的热强性和冷、热加工性能以及冷形变后又具有强度、塑性和韧性。用途在石油、化工、宇航和核工业等领域中被广泛应用。不锈钢是动力堆的主要结构材料，主管道、堆内构件、堆内仪表外壳、多是由各种不同类型的不锈钢制成的。不锈钢的合金化原理腐蚀机理钢的腐蚀是因金属表面及/或其内部在腐蚀介质中发生化学或电化学反应而引起的；金属内部腐蚀是指金属基体中不同相之间或同一相的晶粒与晶界之间形成的原电池腐蚀。合金化目的对化学腐蚀：在钢的表面若能形成一层致密、牢固的氧化膜，将能防止高温下的钢被氧化。对电化学腐蚀：若能通过调整合金成分使基体呈单相组织，或者使铁的电极电位由负变正，即能起到减小电化学腐蚀的作用。添加Cr元素对铁合金的影响当钢中含Cr量增加到12.5％原子比时，铁的阳极电位由－0.6V突然跃升到0.2V。这意味着：钢中的铁素体和碳化物之间的电位差明显减小，从而可显著降低基体中微电池的电化学腐蚀速率。同时，大量Cr使金属表面生成了一层致密、薄而牢固的FeO·Cr2O3钝化膜((Fe,Cr)3O4尖晶石结构)，从而起到了隔绝腐蚀介质、保护金属表面的作用。Cr对铁合金电极电位的影响尖晶石结构(Crystalstructureofspinel)不锈钢的分类按成分分类：主要有铬不锈钢和铬镍不锈钢，分别以Cr13和Cr18Ni8为代表。按组织分类：奥氏体型、铁素体型、马氏体型和奥氏体+铁素体与沉淀硬化型不锈钢。不锈钢组织主要决定于钢中C，Cr，Ni三元素的各自含量与相互配比。铬钢美国不锈钢手册称含12％铬的铁基合金为不锈钢。为了减少不同相之间的原电池腐蚀，根据有关相图发展了单相铁素体和单相奥氏体不锈钢，尤其在后者基础上通过降碳或添加Ti，Mo，Nb与提高Cr，Ni含量等，又进一步发展了具有全面耐蚀性能和良好力学性能的一系列不锈钢。铬钢的分类及其与Fe-Cr相图不锈钢成分特点（1）马氏体不锈钢的形成区在13％－17％Cr和2％Ni范围内；（2）铁素体不锈钢形成区处于13％－30％Cr和2％－3％Ni区间；（3）当Ni＞3%，Cr＞18％后，二者按比例相应增加可获得奥氏体+铁素铁双相不锈钢；（4）当Ni＞8％，Cr在18％－27％范围内可获得单相奥氏体不锈钢；（5）沉淀硬化型不锈钢主要有马氏体型和半奥氏体型，所以其成分范围处于奥氏体与马氏体及双相不锈钢之间。奥氏体不锈钢典型代表是在18%Cr钢加8%Ni，通常称此钢为18-8钢：具有良好的耐蚀性和焊接性以及优良的强度、塑性和韧性的综合性能。碳在室温奥氏体中的溶解度仅有0.03％，而18-8除超低碳外，一般规定碳为0.10％左右，因此钢缓冷到图中的SK线之下的平衡组织为γ＋α＋C，即奥氏体+铁素体+合金碳化物[(Cr，Fe)23C6]。18-8钢中的单相γ是介稳相，是钢加热ES线之上经固溶后快冷得到的，因此含有过饱和的碳。抗辐照的核级钢需要超低碳奥氏体不锈钢Fe-Ni-Cr合金三元相图

含镍量，%

含铬量，%奥氏体+铁素体铁素体奥氏体a18-8钢与碳含量关系奥氏体不锈钢的显微组织NF709(25Cr20Ni)奥氏体不锈钢的晶粒。很多晶粒含有退火孪晶。NF709是一种比较耐蠕变的钢，常用于火电站。302奥氏体不锈钢、冷扎然后700oC退火1小时，其中含有部分退火和完全退火的组织。完全退火重结晶的组织很清晰、干净，部分退火的组织含有大量位错等缺陷。奥氏体不锈钢的成分特点1）低碳（~0.1%C）、高Cr、Ni是此类钢的成分特点，有较高的耐蚀性。钢中的C易与Cr在晶界处形成碳化物Cr23C6，造成近晶界区域贫铬而使抗蚀性降低，发生晶间腐蚀。2）钢中加入Ti、Nb等碳化物形成元素，是为了消除所含碳引起的晶间腐蚀。因而奥氏体不锈钢均含碳量很低。加入的Ti、Nb比Cr更易形成稳定的碳化物，避免形成Cr23C6，从而消除了晶间腐蚀。3）为进一步提高奥氏体稳定性，以获得更高的耐蚀性和抗热性，可将钢的成分从18-8型过渡到23-13型以及23-28型不锈钢。4）为节省稀缺昂贵的Ni，国内外都发展了一些低Ni或无Ni的钢种，即用Mn、N代替部分或全部Ni，我国列入国家标准的有0Cr18Mn8Ni5N、0Cr17Mn13Mo2N等。铁素体不锈钢这类钢的含Cr量在12％以上，通常13~17%Cr含量高，钝化性能好，具有良好的耐蚀性和抗氧化性其强度和抗应力腐蚀性能以及导热率和热膨胀率均比奥氏体不锈钢好；缺点：因475oC富Cr的α相（FeCr金属间化合物）析出使铁素体不锈钢具有析出脆性；在高温下晶粒长大和C，N化合物析出，导致高温脆性；焊接性能差对晶间腐蚀比较敏感。马氏体不锈钢当铁素体不锈钢中碳含量高时，碳在体心立方铁素体中形成过饱和固溶体，成为马氏体不锈钢：强度、硬度和耐磨性高；但焊接性、耐蚀性和热加工性能以及塑韧性比较差；适用于制造耐磨部件，例如用于反应堆蒸汽发生器隔板的1Cr13钢。马氏体不锈钢的成分Table1:MartensiticStainlessSteels牌号CMnSiCrNiMoPS用途说明4100.151.00.511.5-13.0--0.040.03刀具，汽轮机叶片，高压缸，轴套4160.151.251.012.0-14.0-0.600.040.15增加了S易切削，用于螺栓、齿轮等4200.15-0.401.01.012.0-14.0--0.040.03牙科、外科用具、刀具4310.201.01.015.0-17.0-1.25-2.00.040.03高耐腐蚀，高强度440A0.60-0.751.01.016.0-18.0-0.750.040.03滚球轴承，标准块，塞规，模具，刀具等440B0.75-0.951.01.016.0-18.0-0.750.040.03同440A,硬度更高440C0.95-1.201.01.016.0-18.0-0.750.040.03同440B,硬度更高沉淀硬化型不锈钢沉淀硬化型不锈钢有马氏体型、奥氏体型、奥氏体+马氏体型和奥氏体+铁素体型四类。它们是在各类不锈钢基础上通过加入一种或多种硬化元素而得到的强韧性、焊接性、成形性和不锈性等综合性能比较好的不锈钢。碳含量都比较低，其硬化主要依靠Al，Ti，Nb，Mo，Cu，Co等硬化元素的中间相（Ni3Al，Ni3Ti等）析出和少量碳化物沉淀而产生的。所以这类钢比马氏体不锈钢具有更高的强度和韧性，更好的耐蚀性、焊接性和冷加工性能。典型的沉淀硬化钢如0Cr17Ni4Cu4Nb(17－4PH)，具有高强度、硬度、较好的焊接性能和耐腐蚀性，可用于制造主泵叶轮、潜艇推进器等。双相不锈钢双相不锈钢是指由奥氏体和铁素体组成的不锈钢。组织特点是它兼有奥氏体和铁素体的优点，克服了二者的部分缺点。这类钢具有强度高、韧性好和优良的抗晶间腐蚀、耐应力腐蚀和点腐蚀的能力。碳多富集在γ相中，而铬是铁素体形成元素，多富集在α相中且在α相中扩散速度快。当加热时，富铬的碳化物Cr23C6优先在γ/α相界的α相一侧形核，从而明显减少了γ相内的碳化物析出。面心立方的γ相致密度大，碳和铬的扩散速度很慢，所以Cr23C6析出的数量很少，难以在晶界构成连续网状。铬不仅在α相中含量高且在致密度小的α相中扩散速度很快（比在γ相中高2－3个量级），故很容易消除因析出Cr23C6而产生的贫铬区。双相不锈钢的成分Table:Duplexstainlesssteels(wt%).A219isasuperduplexalloy.

材料牌号CrNiCMnSiPSOtherσb/MPaδ/%Type32928.06.00.102.01.00.040.031.5Mo72425Type32626.06.50.051.00.60.010.010.25Ti689352RE6018.54.50.021.51.60.010.012.5Mo71748IC37821.85.50.031.380.400.030.013.0Mo0.18Cu0.07V0.14NIC38122.15.80.021.920.480.030.013.2Mo0.07Cu0.13V0.14NA21925.69.40.030.700.600.020.014.1Mo0.27N双相不锈钢IC378,热轧状态，黑色为铁素体，白为奥氏体SSA219超级双相不锈钢(1150oC×2.5h退火).奥氏体为黄色，铁素体为黑棕色，sigma相为白色。IC381双相钢，黑区为铁素体相双相不锈钢耐应力腐蚀的原因双相不锈钢的屈服强度比18-8钢高出近2倍，抗滑移能力强；第二相的存在对应力腐蚀的裂纹扩展有机械阻碍作用或使裂纹扩展改变方向，因此延长了应力腐蚀裂纹的扩展期；在含氯离子的中性介质中，18-8钢的应力腐蚀裂纹多起源于点蚀坑，而双相不锈钢的抗点蚀性能优于18-8钢，故使点蚀倾向小，即使产生点蚀，由于第二相的障碍作用，使它不易扩展成为应力集中系数较大的尖锐点坑；在介质作用下，双相不锈钢中的α相因电位负于γ相，呈阳极，对奥氏体基体起着电化学阴极保护作用。不锈钢的敏化低于800oC时，进入α＋M23C6相区，富Cr的碳化物比较容易析出析出的主要碳化物为M23C6,‘M’代表Cr、Fe、Mo、Mn等，这些元素需要经过长程扩散，通过快速冷却可以防止热敏化是造成奥氏体不锈钢晶间腐蚀的主要原因之一，尤其是在焊接后的热影响区。敏化不锈钢的晶间腐蚀敏化温度和时间关系

(Mayo,1997).

Fe-Cr-0.1%C相图Fe-Cr-C相图中碳含量为0.1Cwt%的垂直截面图VerticalsectionofFe-Cr-Cdiagramfor0.1Cwt%不锈钢的腐蚀200~400nmCrdepletedzoneMnS

inclusionPittinginitiateat

CrdepletedzoneMaryP.Ryan1,DavidE.Williams,RichardJ.Chater1,BernieM.HuttonandDavidS.McPhail1,

"Whystainlesssteelcorrodes",LetterstoNature,Nature415,770-774(14February2002)辐照对不锈钢的腐蚀性能影响辐照剂量BWR环境快中子注量大于0.5×1021n/cm2，或者dpa>0.7PWR环境快中子注量大于5×1021n/cm2，或者dpa>7微观组织不管是敏化的，还是非敏化，都存在IASCC腐蚀形貌沿晶腐蚀不锈钢辐照助长应力腐蚀开裂模型在辐照到高dpa后，晶界出现Ni,Si,P,C,S的偏析，晶界处Cr贫化在高温水环境下，S以离子形式释放到水中，O在辐照和拉应力影响下沿GB快速迁移，形成Fe-Cr尖晶石结构氧化物，而Ni保持金属态Ni和S以薄膜或颗粒状从晶界氧化膜中析出，溶解到溶液中的S离子向富Ni层迁移，并吸附到Ni层附近在高S含量时，富S的Ni层和颗粒在辐照和应力作用下融化，或非晶化，形成空洞，优先在氧化膜/金属界面和尖端分布当富S的Ni层和颗粒被融化，Ni-S多面体束缚被破坏，S重新扩散回金属基体。这样，当从反应堆中取出时，富S区可能无法被检测到，这取决于融化的程度和服役历史Ni,Si,P,C,S偏析晶界附近Cr贫化高注量晶界O快速迁移，晶界氧化Ni不氧化，为金属态S离子S离子向富Ni层迁移Ni和S从氧化膜中析出以薄膜或岛状形式存在S离子小空洞大空泡S离子基体中S和C含量与IASCC敏感性PWR环境下不锈钢对IASCC敏感的S和C含量范围BWR和PWR环境下，Nb稳定的348不锈钢对IASCC敏感的S和C含量范围Ni和Cr元素对不锈钢辐照诱起晶界偏析(RIS)的影响在HVEM中温度723K经1000kV电子辐照到7dpa后Fe-15Cr-35Ni晶界附近的成分在HVEM中温度723K经1000kV电子辐照到7dpa后Ni对晶界成分的影响H.Kinoshita,S.Watanabe,S.Mochizuki,N.Sakaguchi,andH.Takahashi.EffectofNiandCrconcentrationongrainboundarysegregationinFe-Cr-Nialloys.JournalofNuclearMaterials239:205-209,1996.小结成分特点提高不锈钢耐热、耐蚀和抗氧化性能，主要依靠增加Ni，Cr含量，同时分别添加Mo，Si，Cu，Ti，Nb等减小晶间腐蚀主要依靠降低碳含量或添加稳定化元素Ti，Nb等不锈钢型号：AISI标准(AmericanIronandSteelInstitute)是美国钢铁协会简称3XX表示铬镍奥氏体钢，XX表示序号；4XX代表高铬马氏体钢及低碳高铬铁素体钢，2XX表示铬锰镍氮奥氏体钢，5XX代表低铬马氏体钢。中国标准：钢号中碳含量以千分之几表示。例如“9Cr18”钢的平均碳含量为0.9％；若钢中碳含量不大于0.03％及不大于0.08％者，钢号前分别冠以“00”及“0”，例如00Crl8Ni10，0Crl3等。对钢中主要合金元素以百分之几表示，而钴、镍、铬、氮等元素虽然含量很低，仍应在钢号中标出。常用不锈钢的类型和成分不锈钢的机械性能不锈钢的性能比较奥氏体不锈钢的强度虽然比马氏体或铁素体不锈钢低，但它的耐蚀性、塑韧性、焊接性比较好，原因：奥氏体不锈钢的再结晶温度比较高；奥氏体的面心立方晶胞密度，大于体心立方铁素体，因此高温时合金元素与铁的自扩散比较困难，原子间结合力高；低于500℃时，位错在面心立方奥氏体中的运动阻力小于体心立方铁素体。各种不锈钢的应力－应变曲线各种类型不锈钢的耐温特性反应堆用不锈钢反应堆中常用奥氏体型不锈钢强度适中、韧性好焊接、加工性能好抗辐照性能好，辐照敏感性低大型部件不宜用奥氏体不锈钢奥氏体不锈钢的热膨胀系数为低碳钢的1.35倍而导热率仅为低碳钢的1/3，所以反应堆系统中的厚大部件，一般不用奥氏体不锈钢，一是难于热加工，价格昂贵；二是在厚截面的温差热应力作用下，易发生变形。奥氏体不锈钢塑性比碳钢好，但强度低，在同样的压力下，奥氏体不锈钢需要的尺寸厚。主管道不锈钢为了防止主管道焊接和压力容器内壁堆焊层产生裂纹以及改善抗晶间腐蚀和抗应力腐蚀的性能，一般希望要求焊缝应含5％－12％的δ铁素体。δ相可打乱单一γ相柱状结晶的方向性以及磷、硫在δ相中的溶解度比在γ相中大，从而可减少杂质在晶界偏聚；铁素体的强度比奥氏体高并有足够的韧性，这对防止裂纹产生和阻止裂纹扩展有利；δ铁素体容易沿奥氏体晶界析出并含有较高的铬，因此当奥氏体晶界析出Cr23C6时，铁素体中的Cr能给以补充和防止晶界贫铬而引起晶间腐蚀。但铁素体含量不宜过高，否则易析出σ相或呈网状分布而产生脆性。美国轻水堆应力腐蚀断裂事故不锈钢的选用大气环境根据潮湿和污染程度，一般是按C13型→Cr17型→18-8型次序。最高选用18-8型Cr-Ni奥氏体钢便可满足耐蚀的要求。海洋大气因含Cl-离子，含2％－3％Mo的18-14-2型奥氏体不锈钢是耐海洋大气腐蚀较理想的材料。水介质反应堆高纯水：控氮的0Cr19Ni9、00Cr19Ni11，0Cr17Ni14Mo2等大量用作堆内结构材料(法兰、堆内各种支撑件等)和主管道材料。蒸发器隔板则选用AISI（405）铁素体不锈钢。淡水：Cr13型、Cr17型和18-8型三类海水：可选用2~4%含Mo的0Cr17Ni12Mo2或0Cr19Ni13Mo3等，或者含Cr量更高的不锈钢。高温合金高温合金对航天、航空和核工业的发展起着重要的推动作用。核电站的回路管道、蒸发器传热管、元件格架和活性区托架等，都是由耐热、耐蚀合金制作的，所以它的质量和性能直接关系到反应堆的安全和寿命。高温合金的性能要求和耐热钢相同，但对热强性和组织稳定性以及抗高温氧化性能的要求比耐热钢更高、更严格。高温合金的合金化原则理想的高温合金应具备：高的再结晶温度、析出相聚积长倾向小；较高的蠕变极限和持久强度；良好的抗氧化和抗蚀性能；容易冶炼和加工及铸、锻、焊性能好；成本低廉。耐热钢的合金化目的提高蠕变极限和持久强度从微观角度，减少晶内滑移和晶界滑动，降低溶剂和溶质原子扩散速度，避免析出相聚集和长大从高温化学腐蚀角度，要抗氧化，需提高Cr含量温度对合金强度的影响

1－CrNi结构钢

2－铁素体耐热钢

3－奥氏体耐热钢

4－钴基耐热钢合金化原理：利用熔点高、层错能低、结构密排的金属提高原子间结合力、扩散激活能和再结晶温度，以增大热强性、组织稳定性和降低蠕变速率以及提高固溶强化、析出相强化和晶界强化的功效。合金化措施1.为了得到热强性、热稳定性好的单相奥氏体，需要增加Ni、Cr、Co含量，如镍基合金和钴基合金。2.借助碳化物析出相提高热强性，比如TiC、NbC、VC和Mo2C等。碳化物沉淀时与基体保持着共格或半共格关系，在其周围产生很强的应力场，阻碍位错运动，使钢得到强化。因此，这些碳化物硬度高、熔点高而且在高温下很稳定，既不易溶解，又不易聚积长大，故在高温下能保持很高的强度和提高钢的再结晶温度。3.为了提高钢的抗氧化性能，首先要防止FeO的形成或提高其形成温度，因为铁的氧化物主要是在570℃以上形成的FeO与Fe的界面之间进行的。当加入Cr、Al、Si后不仅能提高FeO的形成温度，而且还能生成Cr2O2、Al2O2、SiO2等致密的、牢固的氧化膜，故能阻止铁离子与氧原子的扩散，从而可提高钢的抗氧化性能。工件温度越高，为抗氧化所需的Cr量也愈高4.利用W、Mo、Cr、Mn等元素也能提高热强性。金属W、Mo的熔点高，溶入固溶体后，可增强原子间的结合力，阻碍扩散，提高基体的再结晶温度。所以高温合金中多半都含有这些元素。5.低温时晶内强度小于晶界强度，高温时则相反，为了增加高温时的晶界强度，常添加Nb、Ca、Mg、Al等活泼元素，以便它们与P、S或低熔点元素形成稳定的化合物后，可使晶界上杂质偏聚减少，进而提高晶界强度。另外还添加B、Ti、Zr等表面活化元素，因为它们能够充填晶界空位，阻碍晶界原子扩散，提高蠕变抗力。合金化措施高温合金的分类按组织结构分：珠光体、马氏体和奥氏体耐热钢、耐热合金等；按成分分类：铁基、镍基和钴基合金等。1.铁基合金成分以铁为主，含有大量镍、铬和适量的锰及钨、钼、钒、钛。基体主要是奥氏体耐热钢或奥氏体耐热合金，因为面心立方的奥氏体原子间结合力较强，再结晶温度较高，故比珠光体和马氏体耐热钢具有更高的耐热性。2.镍基合金以镍为主要成分,一般含有10-20%Cr以便形成稳定的奥氏体组织，为提高抗氧化性和热强性还加人少量W、Mo、Ti、Al等元素。3.钴基合金这类合金具有良好的热强性、热稳定性和抗冷热疲劳的性能。但在反应堆上禁用钴合金镍基合金的微观组织示意图INCONEL690镍基合金Ni-basedalloyIN718nickel-basedsuperalloyheldfor6hoursat850°C

IN718合金850°C处理6小时的组织IN718nickel-basedsuperalloyheldfor24hoursat850°CIN718合金850°C处理24小时的组织CompositionNi53,Fe19,Cr18,Nb5(wt%approx)+smallamountsofTi,Mo,Co,Al

Themicrographshowsthemicrostructureafterbeingagedat850°C,here,showingthevolumefractionofδphaseprecipitation.在蒸汽-水系统中的腐蚀蒸汽发生器是核电厂诸多部件中工作条件最恶劣的，其传热管壁既要承受100℃以上的温度压力，又要承受约10MPa的压差，再加上振动和应力腐蚀问题因此蒸汽发生器传热管破裂SGTR（SteamGeneratorTubeRupture）事故的发生率几乎是2×10-3堆/年。在蒸汽-水系统中的腐蚀蒸汽发生器蒸汽发生器是核电站一、二回路或二、三回路间的热交换设备。主要由筒体、管板、水室、汽水分离器、传热管等部件组成。筒体和管板一般和反应堆压力容器用材相同。传热管以倒U形方式束集封焊在管板上的镗孔内，管子数量多达几千根。对蒸汽发生器传热管材料的要求对蒸汽发生器热管材料的要求：1）热强性、热稳定性好，焊接性能好；2）基体组织稳定，传热率高，热膨胀系数小；；3）抗均匀腐蚀及抗局部腐蚀能力强；4）具有足够的塑性和韧性，以便适应弯管、涨管和抗振动；传热管材料热管材料：Inconel600,Inconel690,Incoloy800法国偏重于Inconel690合金;德国多采用Incoloy800合金；秦山采用Incoloy800合金；大亚湾采用Inconel690合金。600合金，690合金及800合金性能比较

在除气的高浓碱水溶液中，抗高碱性应力腐蚀（碱脆）能力是Inconel600最好，Inconel690次之，Incoloy800最差；在含氯的水溶液中，抗应力腐蚀（氯脆）能力是Inconel600最差，Incoloy800次之，Inconel690最好；抗均匀腐蚀的能力是Inconel690最好，Incoloy800次之，Inconel600最差。图6-3蒸汽发生器故障易发部位蒸汽发生器管板处的腐蚀线接触造成的温度梯度、介质浓度梯度、应力梯度和介质流速梯度蒸汽发生器管板处的腐蚀线接触造成缝隙处Pb累积引发PbSCC蒸汽发生器管板处的腐蚀铅诱导结垢腐蚀产物造成的一次系统放射性污染积累

在不锈钢和耐热合金中都不可避免地带有约0.10%的钴，辐照后成为Co60，若腐蚀下来，会造成一次系统的放射性污染。改进的方法是尽量避免使用含钴高的合金；严格控制水化学。6.3核电厂常用金属材料核电厂结构常用金属材料核电厂反应堆以外的结构材料由于不在辐射场中，因此可以用一些与一般机械工业相类似的材料。碳钢铁碳合金中碳质量分数在0.008%-2.11