压水堆核电站的核岛和常规岛中，大部分部件采用钢铁材料。除核燃料包壳、控制棒驱动机构和蒸汽发生器传热管等部件采用锆合金和镍基合金外，其余设备均采用钢铁材料。下面我们从各部件开始讲解核电用钢的发展及材料性能：

一回路管道用钢

一回路主管道是核电站正常、非正常、事故和试验工况下，防止核反应裂变产物外泄至安全壳的重要屏障。因此，核电主管道要能够耐高温、耐高压以及耐腐蚀。

早期核电站的部分主管道曾选用低合金钢管，并在管内堆焊不锈钢。之后的核电主管道普遍采用18-8型奥氏体不锈钢，并在此基础上不断优化成分和生产工艺。稳定化的奥氏体不锈钢：在18-8型不锈钢中加入钛（Ti）或铌（Nb）提高耐晶间腐蚀性能，但其焊接性能不好且造成夹杂物过多，影响弯管的加工。

304和316奥氏体不锈钢：304不锈钢在18-8型奥氏体不锈钢基础上降低碳含量，316钢又加入了2%的钼（Mo），但它们在480～820℃之间长期停留仍有“敏化”的倾向。

超低碳304L和316L奥氏体不锈钢：在原来的钢种上继续降低碳含量，获得了优异的耐晶间腐蚀、焊接性能和加工性能，但最大的问题是强度不足。

第2代压水堆核电站的一回路主管道采用的是铸造双相不锈钢，在奥氏体基体中增加少量的铁素体（12%～20%），不仅提高了材料的强度和抗热裂性，还能够抑制应力腐蚀的发生。但铁素体含量不能超过20%，否则会发生较严重的热老化现象。

第3代压水堆AP1000核电站的一回路主管道采用整体锻造的316LN奥氏体不锈钢，属于超低碳控氮奥氏体不锈钢，是在316L的基础上加入氮元素，既能够提高材料的强度，同时仍保持较高的塑韧性水平。

反应堆压力容器用钢

反应堆压力容器在高温、高压、流体冲刷和腐蚀，以及强烈的中子辐照等恶劣条件下运行，其设计寿命不低于40年且不可更换。

压力容器材料必须满足以下特殊要求：足够高的纯净度、致密度和均匀度，适当的强度和良好的韧塑性，优良的抗辐照脆化和耐时效老化性能，优良的焊接性、冷热加工性能以及优良的抗腐蚀性能等。

▲图4  核反应堆示意图

▲图5  反应堆压力容器剖面图

▲图6  反应堆压力容器实物外观图

▲图7  反应堆压力容器实物外观图