核電在世界能源結構中占有重要地位，核電材料標準化對於防止核洩漏、確保核電站運行、保障電力供應具有重要意義。《核能材料標準化發展報告》基於全球信息調研，全面闡述了國際原子能機構、國際自動化協會、國際標準化組織、國際電工委員會等國際組織以及美國、歐盟、、英國、德國、中國等主要國家和地區的核電材料標準化發展情況。在此基礎上，對比分析了主要國家和地區核電材料發展的側，提出了我國核電材料領域發展的建議。

目錄1 全球核電材料發展態勢分析 pan>1.1 核電材料的概念、地位與作用 pan>1.2 主要國家和組織核電材料相關政策與規劃 61.3 核電材料技術的研發現狀 141.4 核電與核電技術發展趨勢 431.5 本章小結 462 國際組織核電材料標準化發展 472.1 國際原子能機構 472.2 國際自動化協會 7pan>2.3 國際標準化組織 732.4 國際電工委員會 783 美國核電材料標準化發展 923.1 美國國家層面對核電的認識、定位與發展規劃 923.2 主要機構核電材料標準化發展 944 歐盟核電材料標準化發展 1444.1 歐盟層面對核電的認識、定位 1444.2 歐盟層面核電標準發展現狀 1454.3 核電材料標準化發展 1544.4 英國核電材料標準化發展 18pan>4.5 德國核電材料標準化發展 1855 我國核電材料標準化發展 2065.1 我國核電材料標體情況 2065.2 我國主要的核電材料標準化機構 2075.3 本章小結 2366結與展望 2376.1 主要國家（地區）核電材料發展的優劣勢對比分析 2376.2 對我國核電材料領域發展的建議 238附錄 239

1 全球核電材料發展態勢分析1.1 核電材料的概念、地位與作用1.1.1 背景和意義核能發電在世界能源結構中占據著重要地位。作為核能發電的核心裝置，核電站反應堆隨著核電技術不斷提升而。從20世紀50年代首座商業核電站（美國港壓水堆核電站）建成以來，核反應堆經歷了代原型堆發展和壓水反應堆（pressurized water reactor，PWR）、沸水反應堆（boiling water reactor，BWR）、水-水高能反應堆（water-water energetic reactor，VVER）及重水反應堆（heavy water reactor，HWR）等第二代核反應堆發展時期，如今發展到第三代反應堆，且各國正在大力研發第四代反應堆堆型闫淑敏.代到第四代反應堆.國外核新聞，2004，（4）：31-33.。第三代反應堆是吸取了多起核事故的教訓而在第二代反應堆的基礎上發展起來的。滿足美國“輕水堆用戶要求”（URD）或歐洲“歐洲用戶對輕水堆核電站的要求”（EUR）的核電機組均可被稱為第三代核電機組的來說，從代原型堆驗證核電商業開發開始，到第四代強化防止核擴散的反應堆研發，全球發展核電的國家(地區)都盡可能保證核電，乃至將核電的性放在首位。盡管從工業角度來看，核工業擁有*好的記錄，但核電站的事故比其他類型的工業裝置事故具有更大的潛在危害，*嚴重的就是核洩漏，因為裂變過程產生的大量放射性物質會對生物造成嚴重損害OECD.Nuclear Energy Today.OECD Policy Brief，2008.。例如，1986年4月，切爾諾貝利核電站發生洩漏事故，這場事故造成了慘重的後果，爆炸時洩漏的核燃料濃度高達60%，且事故發生後沒有及時處置，這場核洩漏事故對當地的影響將超過百年。2012年3月，日本福島核電站發生洩漏，這場洩漏事故中較為幸運的是，反應堆金屬外殼完好，防止了放射性物質的大量擴散。防止核洩漏除了需要技術的完備性外，還要通過外部阻隔來控制事故的影響程度。此外，核反應堆中環境惡劣——輻照、潮濕、高溫及高壓等條件都對“外部阻隔”結構提出了更高的性能要求。保證核電發展的，重中之重是對核反應堆的保護，並需要嚴格做好核燃料的防護措施。因此研發性能符合要求同時能性的核電防護材料工作。1.1.2 核電材料的概念、範疇與分類“核電材料”廣義上是指核電站建設中使用的所有材料，本報告中的核電材料特指滿足民用核設施中有核級要求，且符合有關核法規、導則和技術標準的有色金屬、陶瓷等建築材料。按照核電站內相關設備部件服役工況和能的不同，依據等級可將核電設備劃分為四級：核一級、核二級、核三級和非核級。核一級指任何繫統、結構或部件的失效均會導致嚴重後果；核二級指失效會造成中等嚴重後果；核三級則指失效會造成較低嚴重後果。所謂有核級要求的設備，即指核一級、核二級和核三級設備。核電站設備主要分為三部分：核島設備（nuclear island，NI）、常規島設備（conventional island，CI）及輔助設備（balance of nt，BOP）。核島是核電站殼內核反應堆及與反應堆有關的各個繫統的統稱，也是核電站的核心部分。核島主要由核蒸汽供應繫統（nuclear steam supply system，NSSS）、殼噴淋繫統及輔助繫統組成。核蒸汽供應繫統含反應堆、反應堆冷卻泵、穩壓器（壓水反應堆中）、蒸汽產生裝置（壓水反應堆中）及管道等，其中大多為核一級設備，該繫統也是對材料要求*嚴苛的結構，繫統中又以反應堆中的環境條件*為。在核反應堆內部，主要通過三個實體保護屏障來防止放射性物質洩漏，分別是燃殼、壓力殼（冷卻劑繫統壓力邊界）和殼。除此之外，核島內還有一些用於冷卻反應堆、傳遞能量能性結構。燃殼是燃料*外層的保護結構，它的作用在於阻止裂變產物的外洩，阻隔燃料和冷卻劑，同時給芯塊提供強度和剛度，保持燃料棒的幾何形狀殼暴露在輻照場下，且與高溫芯塊和冷卻劑接觸，還承受著內外部的壓力（內部是芯塊膨脹擠壓，外部是冷卻劑壓力和熱應力），因殼的設計嚴格。殼材料應具備中子吸收截面小，抗輻照損傷能力強，抗腐蝕能力強，導熱性好，易於加工焊接，具有較好的強度、塑性及蠕變性能，且還應滿足易獲得、成本低的經濟特性。適宜殼的材料有鋁及鋁合金、鎂合金、鋯合金和奧氏體不鏽鋼及高密度熱解碳等，現在商用反應堆主要采用鋯合金作殼材料。鋯在高溫環境下強度高、延展性好、中子吸收截面小、在高溫水中抗腐蝕性能好，有較高的導熱性和加工性能，與二氧化鈾芯塊有較好的相容性。主要鋯合金有Zr-2、Zr-4、Zr-1Nb、Zr-2.5Nb，*新發展的有M5、ZIRLO合金等。堆內結構材料能是支撐燃料組件及組件的定位，為控制棒及堆芯測量裝置和輻照監督提供支撐與向導，合理分配冷卻劑流量和減少壓力容器內表面的中子注量等。堆內結構的材料應具備以下特征：①強度高、塑韌性大、耐高溫；②中子吸收截面和中子俘獲截面及感生放射性好；③抗輻射、耐腐蝕並與冷卻劑有較好的相容性；④熱膨脹繫數小，熱導性能好；⑤易加工、成本低。壓水堆的堆內構件材料主要是奧氏體不鏽鋼，部分采用鎳。堆內壓力容器主要作用是穩定堆內壓力。堆內壓力容器的材料需滿足：①強度高、塑韌性好、抗輻射、耐腐蝕，與冷卻劑相容性好；②容易冷熱加工括焊接性能好和淬透性大；③純淨度高、偏析和夾雜物少、晶粒細、組織穩定。堆內壓力容器對材料的要求盡管有耐腐蝕、抗輻射方面的要求，但主要仍是抗壓方面的。輕水堆壓力容器材料早期曾采用A212B鍋爐鋼，但為了提高強度、增大淬透性和改善焊接性能，以及隨率增大，輕水堆壓力容器材料經歷了A212B鋼（板材）—A302B鋼（板材）—A533B鋼（板材）—A5082鋼（鍛材）—A5083鋼（鍛材）的發展過程。目前國內外廣泛采用A5083鋼。反應堆回路要求制造材料具有較強的抗應力腐蝕、晶間腐蝕和均勻腐蝕的能力，基體組織穩定、夾雜物少且具有足夠的強度和塑性、鑄造和焊接性能好、成本低。在沸水反應堆中，反應堆回路材料多采用AISI 304不鏽鋼。壓水堆則多采用含有少量δ鐵素體的AISI 316離心鑄造管。快堆一回路管道多用316不鏽鋼，二回路管道采用304或316不鏽鋼。CANDU重水堆的回路管道一般采用奧氏體不鏽鋼。蒸汽發生器傳熱管要求材料具有熱穩定性和良好的焊接性能、基體組織穩定、熱導率高、熱膨脹繫數小、抗均勻腐蝕和抗局部腐蝕能力強，具有足夠的塑性和韌性。壓水堆蒸汽發生器的傳熱管早期采用18-8型不鏽鋼，後來使用耐熱和耐腐蝕的Inconel 600鎳。殼的體積很大，內層的鋼密封襯由現場組裝和焊接，焊前無法預熱，焊後難行熱處理。因此要求殼材料具有焊接性能好、雜質少、強度高、塑韌性大等性能。殼大多采用A516、16Mn等碳錳鋼材料。當殼體厚度超過38 mm時，為提高淬透性，改善強度和韌性及焊接性能，需采用低合金高強度鋼:A537或A387。反應堆控制材料是實現反應堆能的材料，其特點是中子吸收截面大，對反應堆的正向反應有、釋放和調節作用。對控制材料的要求有能有效吸收中子，抗腐蝕，在環境下其化學和尺具有穩定性，有足夠機械強度和熱傳導性。常用的控制材料有鉿（Hf）、鎘（Cd）、銀-銦-鎘（Ag-In-Cd）、硼（B）及钆（Gd）、釤（Sm）素。鉿是制作水堆控制棒*好的材料，它除具有較大的熱中子和超熱中子吸收截面外，還具有耐腐蝕、熔點高、耐熱性好等特點，但鉿的價格限制了其在民用堆上的應用。目前絕大多數反應堆都用銀-銦-鎘作為吸收體，它的缺點是在含硼壓水堆中抗腐蝕性不夠理想。核電材料還可細分為碳素鋼、低合金鋼、不鏽鋼、鎳、鈦及其合金、鋯合金等，其類型涉及板、帶、管、絲、棒和鍛件等。除了要研發適合反能需求的材料外，還要對材料的各項性行測試。對核材料的測括材料的腐蝕開裂特性、輻照特性的測試等，阿貢國家實驗室核工程部中的環境輔助裂解（EAC）實驗室就是通過使用四個高壓釜繫統評估核反應堆結構材料在模擬的輕水堆（light water veactor，LWR）冷卻劑環境中的蠕變特性。綜合上述各結構材料的要求，反應堆材料性能應滿足如下要求：1）核性能。堆芯內結構材料的中子吸收截面應盡可能小，同時，為減小放射性危害，材料的活化截面也應盡可能小，含較少的長素。2）機械性能。強度、塑韌性和熱強性高，缺口敏感性和晶體長大傾向性小。3）化學性能。抗腐蝕、抗高溫氧化能力強；點腐蝕、晶間腐蝕和應力腐蝕傾向性小。4）耐輻照性能。在輻照場下，組織和結構穩定，脆化、膨脹等輻照效應和PCI（芯塊殼的相互作用）小。雜質和氣體含量少，成分偏析少。晶粒和沉澱強化相對細小穩定。5）工藝性能。冶煉、鑄造、鍛壓、冷加工和焊接性能應良好。淬透性大，無時效、回火脆性和二次硬化以及延遲脆性等傾向。6）物理性能。導熱率大，熱膨脹繫數小。7）經濟性。原材料來源方便，制造成本低廉，工藝簡單。核電設備因其能不同，所在的服役環境也有差別，因此對不同核電設備的制造材料要求也有區別，且相對其他制造材料的檢測也更為嚴格。核電材料一般需要滿足如下要求：1）設計要素。核能關鍵設備通常在高溫、高壓、強腐蝕和強輻照的工況條件下工作，對材料的要求極高，通常要滿足核性能、機械性能、化學性能、物理性能、耐輻照性能、工藝性能、經濟性等各種性能的要求，要達到專用的標準法規要求。2）質保要求。按法規、標準和采購技術條件規定完成材料的生產。我國HAF003/01和ASME等標準對核電材料生產全過程質量控制有明確的要求。核電材料的設計、生產、試驗、探傷運輸全過程要在嚴格的質保體繫下完成。要對不符合規範要求的項行有效的管理和監督，對有損於質量的情況提出切實有效的糾正措施，對各流行記錄和監察，過程要求具有可追溯性。3）化學成分件的S、P含量一般都要求在150 ppm1ppm=1×10-6。以下，反應堆壓力容器某些部件要求80 ppm，個別部件S含量要求為50 ppm以下。某些特素有嚴格規定，如奧氏體不鏽鋼硼含量不得超過18 ppm；與堆內冷卻劑接觸的所有零件（一般采用不鏽鋼或合金制造），其鈷、鈮和鉭含量嚴格限定為鈷≤0.20%，鈮+鉭≤0.15%。某些接觸輻照的承壓容器，要求限制材料的銅、磷含量。4）力學性能。從指標要求上看，夏比V型衝擊值要求比容器材料高得多，往往要同時個或3個試驗溫度下的衝擊、側向膨脹量和纖維區面積等。5）無損檢測。超聲波探傷的驗收要求比常規壓力容器高得多；部分容器用鋼板超聲檢測（ultrasonic testing，UT）探傷重疊部分要求達到10%～15%。對於所有受壓部件都有嚴格的表面質量要求，經過目視檢測（visual testing，VT）和滲透檢測（penetrant testing，PT）探傷檢驗。6）規格、單重、表面光潔度要求。核電設備用鋼板厚度達到300 mm，*大鍛件重達300 t以上。核級管材、不鏽鋼材等產品尺精度要求高，對於一些小徑、薄壁、特長管材，對直度和表面光潔度要求較高。1.1.3 核電材料的作用任何核電繫統的、經濟運行很大程度上取決於燃料和建設材料。在長達60年的核電站繫統服役壽命中，設備材料會受到復雜的化學環境（冷卻劑）、應力……