由于篇幅所限，下篇中将对锰镍钼类低合金钢、奥氏体不锈钢和镍基合金进行介绍。

　　铁素体钢的价格便宜，通过热处理能够得到需要的低温和高温力学性能，且物理性能较为理想，可加工制造特大、特厚型部件。为防止高温冷却剂腐蚀，在表面上可堆焊耐腐蚀的奥氏体不锈钢。反应堆压力容器、蒸汽发生器、稳压器冷却泵泵壳即是用此这类钢制造。

　　主要钢种有法国RCC-M 16MND5和18MND5,美国ASME中的SA-302GrC、SA-533、SA-508III(Gr.3C1.1)、SA-541Gr3，德国VDTUV384中的13MnNiMo5-4等。

3.1　简介

　　这类含Mn、Ni、Mo（Nb）的低合金钢，分别列于美国的ASME规范中的SA-302M、SA-533M(钢板)、SA-508M、SA-541M(锻件)。与法国RCC-M中相关M规范有对应或接近的材料。而德国技术监督协会材料公报VDTUV384中的MnNiMo5-4系锅炉及压力容器专用钢板。

　　除了德国的13MnNiMo5-4外，其余材料在我国压力容器用钢的标准系列中尚无直接对应的牌号，仅GB/T1544-95标准(压水堆压力容器选材原则与基本要求)中引用了这些材料。

3.1.1　16MND5、18MND5

　　这是法国RCC-M体系中的材料，其中M2111-M2117、M2119、M2131涉及到的为16MND5锻件，M2141、M2142为16MND5钢板及锻制封头，M2121、M2122为16MND5钢板及压制封头，M2125-M2128则为18MND5钢板及压制封头，M2133-M2134为18MND5锻件等。

　　这两种材料化学成分要求基本相同，18MND5的强度上略高(这是对成分、热处理淬火或回火参数进行控制而有意造成的)。由于Mn、Ni、Mo在钢中的作用，具有较好的淬透性、高温性能和低回火脆性特征。

　　在我国压力容器用钢的标准系列中未有明确对应的牌号，只在GB/T15443-95标准附录中引用了相关标准的材料。

3.1.2　SA-302 Gr.C、SA-533B等

　　这几种材料系ASME体系的材料，与上述的16MND5、18MND5接近，材料型式同样有钢板、锻件，分列于美国的ASME标准中的SA-302 Gr.C、SA-533B(钢板)或SA-508III（Gr.3C1.1)、SA-541Gr.3(锻件)等规范。

3.1.3　13MnNiMo5-4

　　系德国六十年代研制成功的可焊贝氏体型耐热结构钢，为非列标钢种，是一种添加有镍、铬、钼和微量铌(铌起细化晶粒并强化的作用)的细晶粒低合金钢。该钢有较好的综合力学性能，有较高的高温屈服点和对裂纹不敏感的特性，良好的焊接性能和工艺性能。

　　国内GB713-2008标准中的13MnNiMoR为对应钢种。

3.2　用途

　　16MND5、18MND5是法式压水堆核岛设备中最为重要的受压部件材料，应用于反应堆压力容器和蒸汽发生器等部件，如反应堆压力容器整体顶盖（或顶盖+顶盖法兰)、法兰、简体、过渡环、接管等；蒸汽发生器上封头、下封头、管板、筒节、一二次侧人孔、稳压器筒节、冷却泵主法兰等。

　　ASME对应材料的用途与16MND5和18MND5用途类似，13MnNiMo5-4则主要用于工作温度不超过400℃的各种焊接件，如锅筒、压力容器或封头等构件。

3.3　技术要求

3.3.1　化学成分

表3.1给出示例规范数据。

表3.1　低合金钢的化学成分

3.3.2　组织

　　基体组织为全回火贝氏体(如下图所示)，当淬火的冷却速度不足时，将会出现铁素体+珠光体，对提高强度和韧性极为不利。

16MND5钢的典型组织

3.3.3　性能

　　表3.2是材料的各种性能要求。

表3.2　低合金钢的性能要求

3.4　热处理

　　表3.3是各材料的基本热处理情况。

表3.3　低合金钢的交货状态

　　在反应堆中主要采用奥氏体不锈钢，原因在于：

　　1.马氏体不锈钢虽强度高但因铬含量低致使其耐蚀性较差；而高铬铁素体不锈钢虽耐蚀性较马氏体钢强，但却比奥氏体不锈钢脆性大，且不能用热处理方式进行强化；双相不锈钢综合了铁素体和马氏体不锈钢的特点，却仍有铁素体不锈钢的三种脆性(475℃脆性、σ相脆性与高温脆性)和耐热性能、加工性能较差的特点。

　　2.马氏体不锈钢(不预热而焊接、和不焊后热处理可能产生冷裂与延迟裂纹)一般不用作焊接件；而高铬铁素体不锈钢焊接易引起热影响区晶粒长大使韧性降低，也须预热与焊后热处理，加之其三脆性对安全有威胁。

　　3.奥氏体不锈钢虽进行去应力处理，但为了防止敏化增加腐蚀倾向，一般不用预热和焊后热处理，因而主回路管道多采用奥氏体不锈钢以便于现场焊接，且奥氏体不锈钢的辐照敏感性较低。

4.虽然奥氏体不锈钢并不能通过热处理强化，但其塑性高、屈强比小、加工硬化率大，通过冷加工也可提高其强度。

　　因而在反应堆系统中优先选用奥氏体不锈钢种，这里主要有美国ASME中的316L/304L，法国RCC-M中控氮Z2CND18-12、Z2CN19-10，德国的X6CrNiNb1810、G-X5CrNiNb189等。本篇仅介绍前面两种。

4.1　简介

　　这类钢材含Cr、Ni、Mo的奥氏体不锈钢，在不同的标准中有各种类型的型式产品，有管、板、圆钢、锻件等。我国GB/T20878-2007标准中有相近材料。

4.1.1　316L/304L

　　316L/304L为ASME牌号，分别列于美国的ASME标准中的SA-213(钢管)、SA-24(钢板)、SA-479(圆钢)、SA-182(锻件)等。

　　与法国RCC-M中的M3300系列规范中控氮的Z2CND18-12/Z2CN19-10接近。中国的GB/T20878-2007中的022Cr19Ni10(对应于304L旧牌，旧牌号00Cr19Ni10)，022Cr17Ni12Mo2(对应于316L，旧牌号为00C17Ni14Mo2)。

4.1.2　控氮Z2CND18-12/Z2CN19-10

　　系法国RCC-M中的M3300系列规范中的控氮Z2CN19-1O、控氮Z2CND18-12牌号，分别列于M3301(锻件冲压件)、M3303/3304/330S(钢管)、M3306(锻轧件、半成品棒材)、M3307/3312/3314/3315（钢板、冲压件、焊接管)、M3313(锻造模压弯头)等。产品型式同样有管、板、圆钢、锻件等。

4.2　用途

　　常规用途为，主要用于石油化工或容器用的板、管件、管道等。

　　在压水堆核电站中，不锈钢为堆芯结构、堆内构件、回路冷却循环系统的主要材料品种，如反应堆压力容器中的CRDM管座法兰、蒸汽发生器一次侧管嘴安全端、安注箱的上封头、稳压器中的波动管接管嘴安全端等。

4.3　技术要求

4.3.1　化学成分

　　表4.1是这些钢种的化学成分。因涉及的相关规范较多，仅给出示例规范数据。

表4.1　核电用不锈钢化学成分

4.3.2　组织

　　由于这些钢种均为奥氏体不锈钢，一般说来其基体均为奥氏体组织，当然也存在少的第二相，如下图所示。

316L奥氏体不锈钢的典型组织

4.3.3　性能

　　表4.2是材料的各种性能要求。

表4.2　核电用不锈钢力学性能

4.4　热处理

　　表4.3是各材料的基本热处理情况。

表4.3　核电用不锈钢交货状态

　　高温下能承受一定应力并具有一定抗氧化性、耐腐蚀且合金含超过50%的金属材料即称为高温合金。其中以高温强度为主兼具耐蚀性的称为耐热高温合金；而以耐蚀为主而兼有一定高温强度的，则称为耐蚀合金。

　　虽然奥氏体不锈钢具有较高的热强性、良好的抗氧化、抗腐蚀能力，而且焊接性能和冷、热加工性能也比较好，但因其对应力腐蚀比较敏感所以堆内承受载荷的构件和蒸汽发生器传热管现在一般都避免采用18-8不锈钢，而选用各种性能均优于不锈钢、且对应力腐蚀不敏感的镍基合金或铁镍基高温合金。

　　这类合金材料，Inconl-600(NC15Fe)、Inconl-690（NC30Fe）、改良Incoloy-800，下面就对这几种镍基合金做一简单介绍。

5.1　简介

　　三种均为高温合金，有管、杆、棒、丝、板等类，列于美国的ASME SB-163、166、167、168，RCC-M的M4100系列以及德国的KTA3201.1规范。

　　在ASME规范中，Inconl-600、Inconl-690名称分别为Alloy N06600、Alloy N06690，其中管子列于美国的SB-163的冷凝器和热交换器管，与法国RCC-M中的M41O1（名称为NC15Fe 1993年版）、4105（名称为NC30Fe）分别对应。

5.1.1　Inconel-600

　　Inconel-600(NC15Fe/OCr15Ni75Fe10)是最早发展起来的镍基高温合金，是燃汽轮机叶片和涡轮喷气发动机燃烧室早期使用的材料，其特点是镍基奥氏体基体组织在高温下比较稳定；有较好的抗氧化性能，较高强度，对应力腐蚀不敏感，因而广泛用于压水堆传热管代替早期应用的18-8奥氏体型不锈钢。

　　但此合金的镍含量太高（达75%），使碳在固溶体的溶解度减小，从而对晶间应力腐蚀比较敏感。在715℃经过12小时进行特殊的时效热处理，并改用全挥发处理二回路水后，应用性能得到定改善。但国际上仍进一步开发了800（mod）和690合金。

5.1.2　Inconel-690

　　Inconel-690(NC30Fe/OCr30Ni60Fe10)是在600合金基础上改良而成的。主要针对600合金中的镍含量太高（达75%)、使碳在固溶体的溶解度减小，从而对晶间应力腐蚀比较敏感的不足，而将其镍和碳含量分别降低到60%和0.04%，并将铬升高到30%，以达到改善上述缺点的目的。这种成分配比，大大提高了其耐晶间腐蚀、氯化物应力腐蚀和苛性碱应力腐蚀的能力。

5.1.3　改良的Incoloy-800

　　Incoloy-800(OCr20Ni32FeA1Ti)是作为高温应用的耐蚀合金发展而成的，但与前两种镍基合金有所不同，其为铁镍合金：

　　1.含Cr量为23%，高于600合金的的14-17%，抗氧化能力更强；

　　2.其Ni为30%左右，正好处于对晶间和穿晶应力腐蚀并不敏感的区域。

　　其成分配比较为理想。由于镍、碳分别为30%和0.05%，低于600合金的75%和0.08%。因此，前者的抗晶间腐蚀和抗晶间应力腐蚀能力优于后者，但镍含量低会导致抗苛性钠的应力腐蚀能力下降，因而800合金的抗苛性钠的应力腐蚀能力低于600和690合金。

5.2　用途

　　现同为现役压水堆核电站的蒸汽发生器传热管的主要材料。

5.2.1　Inconel-600

　　但现在有减少使用的趋势，包括水堆核电站蒸汽发生器用管的更换已不再采用。如过去15年，美国B&W公司已经用690合金管更换了42台蒸汽发生器的传热管。

5.2.2　Inconel-690

　　自上世纪九十年代以来，由于690合金是继600和800合金之后发展起来的合金，成分配比更为合理，因此美国、法国已将其作为新建设的现代压水堆核电站蒸汽发生器“U”型管束材料的优先选择，当然在其它部件中也有使用。

　　在反应堆压力容器中使用690材料有CRDM套管、M支撑、穿透管、排放管套管、导向管，蒸汽发生器中使用的则有锁紧板、螺母、限制器、分隔板、分隔板短节、管束、管束赛头、管箱封头排污套管、一次侧人孔排污套管等。

5.2.3　Incoloy-800

　　德国西门子/KWU反应堆使用改良800合金。其它的也有使用，加拿大安大略省Bruce动力公司的BruceA核电站就将使用800合金管更换早期24台120t蒸发器中的传热管。

5.3　技术要求

5.3.1　化学成分

　　表5.1是这三种材料的化学成分。

表5.1　蒸汽发生器用镍基合金化学成分

5.3.2　组织

　　这些材料的基体均为奥氏体组织，当然也存在少量的第二相，示例如下图所示。

690合金的典型组织

5.3.3　性能

　　表5.2是600和690合金两种材料的性能。

表5.2　600和690合金两种材料的性能

5.4　热处理

　　表5.3是各材料的基本热处理情况。

表5.3　核电用镍基合金交货状态