说到核电，大家都会觉得很高端，那么核电用钢是不是也很高端呢？这要看其所用什么部位，而且不同核电站用钢要求也不同，今天我们将从压水堆核电站的主要设施各部位用钢讲解：核电都用什么钢？
首先我们要了解一下压水堆核电站的主要设施分布：
图1 核电站主要设施分布图
1 安全壳；2 汽轮机发电厂房；3 燃料操作厂房；4 辅助设备厂房
其次，我们要了解一下核电站工艺流程：
图2 核电站工艺流程图（一回路，二回路）
图3 核岛与常规岛的区别
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
压力容器材料一般都是在工程上成熟的材料基础上改进而成的。
最早的压力容器材料选用锅炉用碳（C）-锰（Mn）钢A212B（锻件为A105），随后改用淬透性和高温性能更好的Mn-Mo钢A302B（锻件为A336）。
20世纪60年代中期对A302B钢添加镍（Ni），发展出淬透性和韧性更好的Mn-Mo-Ni钢A533B（锻材为A508-Ⅱ钢）。
A508-Ⅲ钢在A508-Ⅱ钢基础上，通过降低C、铬（Cr）、Mo含量，提高Mn含量发展而来，是目前大型压水堆压力容器的首选材料。
蒸汽发生器用钢
蒸汽发生器的作用是把一回路冷却剂从反应堆内带出的热量继续传递给二回路介质，并使其变为蒸汽推动汽轮机发电。
图8 蒸汽发生器剖面图
图9 蒸汽发生器外观图
图10 核电站发电机组图
由于要承受高温、高压和介质的腐蚀、磨蚀等作用，蒸汽发生器部件尤其是传热管对材料性能的要求很苛刻。
早期的核电站由于蒸汽发生器选材或加工工艺不当等发生过多起因蒸汽发生器故障而停堆的事故，如1989年法国的某1300MW核电站，1993年的美国特洛伊核电站和载恩核电站，2000年美国印第安角核电站等。
图11 蒸汽发生器内的U型管
蒸汽发生器的外壳（包括上封头、上筒体、下筒体以及锥形体）由铁素体钢板制成；U型传热管过去使用18-8不锈钢，目前已广泛采用690、800等Ni基合金；管板采用高强度低合金钢锻造而成，一回路冷却剂侧为不锈钢堆焊层。
核级阀门用钢
核级阀门在核电设备中属于关键附件，连接了核电站的300多个子系统，其种类主要有闸阀、截止阀、止回阀、蝶阀、安全阀、主蒸汽隔离阀、球阀、隔膜阀、减压阀和控制阀等。虽然核级阀门在核电站的建设成本中占比很小，但在核电站所有部件的维修成本中，核级阀门的维修成本占据了50%以上。
图12 控制阀
核级阀门选用的材料一般需要具备良好的耐蚀性、抗辐照、抗冲击和抗晶间腐蚀，因此在一些主系统中均采用低碳甚至超低碳奥氏体型不锈钢做主体材料，并选用一些强度高、韧性好、耐高温高压、抗冲蚀和擦伤性能优越的合金材料来做阀杆或密封面等零件。
按照阀体材料的选择，核岛中碳钢阀门约占41%、不锈钢阀门约占55%、其他材料阀门仅占约4%。
堆内构件用钢
堆内构件是指压力容器内除燃料组件及相关部件外的全部结构部件。
其部件繁多、结构复杂、精度要求高，且需要承受高温高压、中子辐照、冷却剂腐蚀等考验。因此，反应堆内构件材料的选材原则一般为：强度适当高、塑韧性好、能抗冲击和抗疲劳；中子吸收界面和中子俘获截面以及感生放射性小；抗辐照、耐腐蚀并与冷却剂相容性好；热膨胀系数小；良好的焊接和机加工工艺性能。
第2代压水堆核电站的堆内主体结构材料一般是奥氏体不锈钢，如304L、304LN、321、347、310，螺栓类材料为316LN、321H不锈钢，某些特殊件采用了马氏体不锈钢，如压紧弹簧的1Cr13。
第3代压水堆AP1000核电站，其功率更大、寿命更长，对堆内构件的成分和性能要求更严。其主体结构材料选用锻造的F304和F304H奥氏体不锈钢，压紧弹簧采用改进型的403马氏体不锈钢。
