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）。