📋 第3-6节 课程安排

节次	内容	重点
第3节	金属材料加工（铸造、压力加工、焊接、热处理）	加工工艺及缺陷特征
第4节	核设备材料要求与缺陷机理	应力腐蚀、晶间腐蚀
第5节	核裂变与核反应堆	链式反应、反应堆分类
第6节	压水堆系统、安全功能与等级、核电优越性	纵深防御、安全分级

🎯 教学目标

• 掌握金属材料主要加工工艺及缺陷特征
• 了解核设备材料性能要求和常见缺陷产生机理
• 理解核裂变原理和链式反应
• 掌握压水堆核电站主要系统和设备
• 了解安全分级和核电优势

铸造工艺

铸造：将液态金属浇注到与零件的形状和尺寸相适应的铸型容腔中，待其冷却凝固以获得毛坯或零件的生产方法。

铸造方法分类

• 砂型铸造：目前应用最广泛的铸造方法
  → 核电应用：主管道弯管采用砂型铸造工艺
• 熔模铸造（失蜡铸造）：尺寸精度高，表面质量好，适合复杂形状
• 离心铸造：组织致密，无缩孔，适合圆筒形件
  → 核电应用：主管道的直管采用离心铸造工艺
• 金属型铸造：冷却快，组织细，尺寸精度高
• 压力铸造：适合大批量生产薄壁复杂件

铸造缺陷

• 缩孔、疏松：凝固时溶液供给不足形成孔洞
• 裂纹：热应力或残余应力导致（热裂纹、冷裂纹）
• 气孔：气体未逸出形成空穴
• 夹杂：混入氧化物、硫化物等非金属夹杂物
• 冷隔：温度偏低，金属液体未充分熔合

压力加工工艺

压力加工：金属坯料在外力作用下产生塑性变形，以获得所需形状尺寸的毛坯、零件或原材料的加工方法。

加工方法分类

• 轧制：材料在旋转轧辊的压力作用下产生连续塑性变形
  → 应用：板材、型材、管材生产
• 锻造：自由锻（简单通用性工具）/ 模锻（利用锻模）
  → 应用：核电压力容器锻件、法兰等
• 挤压：坯料在压力下从模孔中挤出
  → 应用：核燃料元件包壳管
• 冷拔：坯料在拉力下从模孔拉出，尺寸精度高
• 冲压：板材在压力下成形，应用：薄板零件

锻造缺陷（重点）

• 裂纹：加热过快、终锻温度太低、应变太快
• 白点：锻后快速冷却，过量氢来不及逸出，产生很大应力引起金属破裂
  → 成群出现，密集性缺陷，危害大，多见于锻件大截面中心部位
• 折叠：锻造时操作不当，表面凸出部位或氧化皮被挤压在锻件中
• 过热/过烧：加热温度过高，晶粒显著长大（过热可重新淬火消除；过烧只能报废）

焊接工艺

焊接：利用加热、加压或两者兼用，用或不用填充材料，使工件牢固地结合在一起的工艺过程。

焊接性能

焊出符合技术要求的焊缝的难易程度，常以裂纹敏感性来表征。
含碳量（或碳当量）越大，脆硬性越大，裂纹敏感性越大，焊接性越差。

焊接接头组织分区

• 焊缝区：母材和填充金属熔化后形成液态熔池，凝固后形成
  → 经历了从液相转变为固相和固相下组织转变的二次结晶过程
• 熔合区：焊缝和母材过渡区，晶粒粗大，化学成分和组织不均匀
  → 是裂纹等缺陷的发源地，最危险的区域之一
• 热影响区（HAZ）：未熔化但金属组织和机械性能因受热而发生变化的区域

焊接应力

• 热应力：不均匀加热和冷却过程中不均匀涨缩产生的内应力
• 组织应力：组织转变时体积变化产生的应力
• 拘束应力：焊接结构本身拘束条件造成的应力

焊接缺陷详解

1. 裂纹（最危险缺陷）

• 热裂纹：施焊时产生，合金成分和杂质在凝固时形成低熔点组织
  → 条件：焊缝金属含碳量＞0.15%，硫含量＞0.04%
• 冷裂纹：焊件冷却到接近室温时产生，主要发生在热影响区
  → 三大因素：淬硬组织、扩散氢、残余应力
• 再热裂纹：焊后再加热（如焊后热处理）时产生
  → 常见于低合金钢和奥氏体不锈钢

2. 气孔与夹渣

• 气孔：熔池在高温时吸收过量气体，冷却凝固前来不及逸出
• 夹渣：焊后残留在焊缝金属内的溶渣或非金属夹杂物

3. 未熔合和未焊透

• 未熔合：填充金属与母材或填充金属间没有熔合在一起
• 未焊透：焊缝接头根部母材未完全熔透
  → 未焊透比未熔合更危险（位于根部，应力更大）

4. 其他缺陷

• 咬边：电流过大、电弧过长导致沿焊缝边缘形成凹陷
• 焊瘤：熔化金属流淌到焊缝之外未熔化母材上
• 烧穿：熔化金属从焊缝背面流出形成的穿孔

热处理工艺

热处理：将钢件加热到一定的温度、保温一定的时间、然后以预定的方式冷却下来，改变其内部组织，从而改变钢的性能。

1. 退火

• 加热到适当温度，保温后缓慢冷却
• 目的：降低硬度，细化晶粒，提高塑性和韧性，消除内应力
• 应用：铸锻件预备热处理，消除加工硬化

2. 正火

• 加热到Ac₃或Acm以上30-50℃，保温后在空气中冷却
• 与退火的主要区别：冷却速度快，强度、硬度、韧性比退火高一些
• 应用：改善切削性能，细化晶粒，消除网状碳化物

3. 淬火

• 加热到Ac₃或Ac₁以上某一温度，保温后以大于临界淬火速度冷却
• 得到马氏体或贝氏体为主的组织
• 目的：提高钢的强度和硬度，增加耐磨性
• 注意：淬火后脆性大，必须配合回火使用

回火与表面热处理

4. 回火

将淬火后的工件加热到低于相变临界点温度，保温后冷却到室温。

回火类型	温度	组织	应用
低温回火	150-250℃	回火马氏体	工模具钢
中温回火	350-450℃	回火屈氏体	弹簧、轴套
高温回火	500-650℃	回火索氏体	连杆、螺栓、齿轮

"淬火+高温回火"称为"调质处理"，是核电低合金钢常用的交货状态。

5. 表面热处理

• 表面淬火：表面快速加热随后快速冷却
• 化学热处理：对钢表面渗入元素（渗碳、渗氮、氰化、渗铬）

热处理缺陷

• 变形与开裂：淬火应力超过屈服强度→变形；超过极限强度→开裂
• 过热：加热温度过高，晶粒粗大（可重新淬火消除）
• 过烧：晶界局部熔化（只能报废）

第3节 配套习题（判断题）

核设备材料性能要求

核设备对金属材料的性能要求比普通设备更为严格，主要包括：

1. 机械性能

• 常温及高温下的强度和塑性
• 疲劳强度（承受循环载荷）
• 断裂韧性（防止脆性断裂）
• 蠕变强度（高温长期服役）

2. 物理、化学性能

• 耐腐蚀性（一回路高温水、二回路蒸汽）
• 抗氧化性、热导率、热膨胀系数

3. 核性能、辐照性能

• 热中子吸收截面（堆芯材料要低，控制棒材料要高）
• 辐照脆化（中子辐照导致材料脆化）
• 活化性能（材料被中子活化产生放射性）

4. 工艺性能与经济性能

• 可焊性、可锻性、可铸性、切削加工性
• 原材料成本、加工成本

交货状态与金相检查

核电设备材料交货状态

• 都应热处理状态交货
• 奥氏体不锈钢：固溶处理状态
• 低合金钢：调质处理状态（淬火+高温回火）

金相检查要求

• 晶粒度测定：分1-8级，4级以下为粗晶粒，5级以上为细晶粒
  → 核电材料一般要求5级或更细
• 非金属夹杂物测定：分5级，1级最少，5级最严重
  → 核电材料一般要求各类非金属夹杂物含量分别不超过2级

典型核设备材料

设备	材料	特点
燃料包壳管	锆合金（Zr-4）	热中子吸收截面极低，耐腐蚀
控制棒	Ag-In-Cd合金	中子吸收材料
堆内构件	奥氏体不锈钢（304L/316L）	耐腐蚀、无磁性、中子吸收截面低
压力容器	低合金钢SA508CL3	强度高，韧性好，抗辐照脆化
主管道	Z0CrNi11Mo2（铸造不锈钢）	耐腐蚀，适应复杂形状
传热管	Inconel 600/690、Incoloy 800	抗应力腐蚀、抗晶间腐蚀

应力腐蚀（Stress Corrosion Cracking, SCC）

定义：在拉应力与特定腐蚀介质的联合作用下而引起的低应力脆性断裂。

特点

• 不论塑性材料和脆性材料都可能产生应力腐蚀
• 可能在低应力或弱腐蚀性介质中发生
• 事先往往没有明显的变形预兆而突发脆性断裂
• 危害很大

产生条件（三要素）

1. 拉应力存在（残余应力或外加应力）
2. 与材料种类相匹配的特定腐蚀环境
3. 材料本身对腐蚀的敏感性

防护措施

• 使用两相不锈钢（奥氏体+少量铁素体）
• 消除残余应力（喷丸、热处理）
• 改变介质环境（加缓蚀剂）
• 阴极保护

奥氏体不锈钢的晶间腐蚀

定义：奥氏体不锈钢在450-850℃温度范围内（敏化区），晶界迅速溶解，失去强度，产生晶间断裂。

机理

• 碳和铬从奥氏体晶粒内部向晶界扩散
• 在晶界上生成碳化铬（Cr₄C或Cr₂₃C₆）
• 晶界产生"贫铬"现象（晶界Cr含量＜13%）
• 失去防腐作用，在腐蚀介质作用下晶界被迅速腐蚀

敏化温度：450-850℃

焊缝及热影响区最容易发生（焊接时正好经过此温度区间）

防护措施

• 加入稳定化元素（Ti或Nb）：形成稳定的TiC或NbC，减少碳化铬形成
• 超低碳不锈钢（≤0.04%C）：晶间腐蚀倾向非常小，例：316L
• 工艺措施：控制危险温度区停留时间，快焊快冷
• 稳定化处理：850-900℃保温，快冷
• 固溶处理：1050-1100℃使碳在奥氏体中固溶，快冷至427℃以下

第4节 配套习题（判断题）

核物理基础

1. 同位素

• 同一种元素原子具有相同的化学性质，质子数相同而中子数不同的原子属于这种元素的同位素
• 表示方法：ᵃZX，其中Z为原子序数（质子数），A为质量数（质子+中子）
• 例：氢的同位素：¹H₁（氕）、²H₁（氘）、³H₁（氚）
• 例：铀的同位素：²³⁴U₉₂、²³⁵U₉₂、²³⁸U₉₂

2. 核裂变与核聚变

• 核裂变：较重的原子核分裂成较轻的原子核，释放能量
  → 例：²³⁵U吸收中子后分裂成两个中等质量核
• 核聚变：较轻的原子核聚合成较重的原子核，释放能量
  → 例：氘（²H）+氚（³H）→氦（⁴He）+中子+能量
• 目前核电站利用的是核裂变，核聚变尚未实现工业利用

链式反应

定义：当一个热中子轰击可裂变物质²³⁵U产生2-3个高能中子，经过慢化剂慢化成热中子，再去轰击下一个铀原子核使其裂变，这样连续下去形成一连串的裂变反应。

自持链式反应条件

• 中子增殖系数K=1（临界状态）
• K＞1：超临界，功率上升
• K＜1：次临界，功率下降
• 由控制棒吸收中子来控制K值

²³⁵U裂变特点

• 裂变方式有40余种，裂变产物有80余种
• 每次裂变释放能量约200MeV
• 释放2-3个快中子（平均2.43个）
• 释放γ射线和中微子

核反应堆分类（按慢化剂）

堆型	慢化剂	冷却剂	燃料	特点
压水堆（PWR）	水（轻水）	水（轻水）	低浓缩铀	一、二回路分离，世界装机最多
沸水堆（BWR）	水和水汽	水和水汽	低浓缩铀	水在堆内沸腾产生蒸汽直接推动汽轮机
重水堆（CANDU）	重水（D₂O）	重水	天然铀	重水慢化能力强，可用天然铀
石墨水冷堆	石墨	水	—	可在线换料（切尔诺贝利同类型）
石墨气冷堆	石墨	CO₂或He	天然铀	—
快中子增殖堆	无（快中子）	液态钠	Pu-239	可增殖核燃料
高温气冷堆	石墨	氦气	高/低浓UO₂	出口温度高，可用于制氢

我国核电站现状

• 以压水堆为主
• 秦山三期：重水堆（CANDU）
• 石岛湾：高温气冷堆（200MW示范工程）
• 中国实验快堆（CEFR）：钠冷快堆

压水堆核电站工作原理

1. 一回路（核岛侧）

• 堆芯发生裂变产生热能
• 高温高压水（约15.5MPa，平均温度310℃）流经堆芯带走热量
• 水在高压下不沸腾（沸点约345℃）
• 热水进入蒸汽发生器一次侧

2. 蒸汽发生器（热交换器）

• 一次侧高温水将热量传递给二次侧
• 二次侧水在低压下沸腾产生饱和蒸汽
• 是核岛与常规岛的界面设备

3. 二回路（常规岛侧）

• 饱和蒸汽推动汽轮机转动
• 汽轮机带动发电机发电
• 蒸汽在凝汽器中冷凝成水，由给水泵送回蒸汽发生器

4. 循环水系统

• 从江河或大海取水冷却凝汽器
• 冷却后的水排回江河或大海（或冷却塔循环）

压水堆主要设备

1. 反应堆堆芯组成

• 核燃料组件（燃料棒束）
• 控制棒组件（调节反应性）
• 可燃毒物组件（补偿过剩反应性）
• 启动中子源组件（提供初始中子）

2. 反应堆冷却剂系统（RCS，一回路）

• 组成：反应堆压力容器、蒸汽发生器（2-4台）、主泵、稳压器、管道和阀门
• 主要作用：把堆芯正常运行产生的热量传输给蒸汽发生器
• 裂变产物放射性屏障（包容放射性物质）
• 反应性控制功能（通过硼酸浓度调节）
• 压力控制功能（通过稳压器）

3. 蒸汽发生器

• 立式倒U型管结构
• 一次侧（管侧）：高温高压水
• 二次侧（壳侧）：产生饱和蒸汽

压水堆主要设备（续）

4. 主泵

• 直立式、单级、混流式轴封泵
• 三级串联轴封系统（防止放射性泄漏）
• 恒速鼠笼式感应电机驱动
• 功能：驱动冷却剂在一回路循环

5. 稳压器

• 电加热式
• 维持一回路压力稳定（防止沸腾）
• 压力过高时喷洒冷水降压
• 压力过低时电加热升压
• 是压力安全系统的关键设备

6. 反应堆压力容器

• 低合金钢锻件制造（SA508CL3）
• 包容堆芯和内部构件
• 承受高压（15.5MPa）和高温（约320℃）
• 是核安全最关键设备之一

7. 化学和容积控制系统（CVCS）

• 化学控制（调节硼酸浓度控制反应性）
• 容积控制（补偿温度变化引起的水体积变化）
• 净化（去除腐蚀产物和裂变产物）

第5节 配套习题（判断题）

核安全三原则（纵深防御）

1. 预防

• 优质设计、制造和建造
• 严格的质量保证
• 合格的人员培训和操作规程

2. 检测

• 完善的监测和报警系统
• 定期检查、试验和维护
• 在役检查（ISI）

3. 保护

• 专设安全设施（应急堆芯冷却、安全壳喷淋等）
• 事故管理程序
• 应急响应计划

核电厂三项基本安全功能

1. 反应性控制

• 控制堆芯反应性，实现启停堆和功率调节
• 事故时快速停堆（SCRAM）
• 控制棒系统 + 化学和容积控制系统（硼酸）

2. 堆芯冷却

• 导出堆芯余热，防止燃料过热损坏
• 正常运行：主冷却剂系统
• 事故工况：应急堆芯冷却系统（ECCS）
  → 高压安全注入（HPSI）
  → 低压安全注入（LPSI）
  → 堆芯淹没系统

3. 放射性物质包容

• 防止放射性物质释放到环境
• 多道屏障：
  → 第一道：燃料芯块（陶瓷UO₂）
  → 第二道：燃料包壳管（锆合金）
  → 第三道：一回路压力边界（压力容器、管道、蒸汽发生器一次侧）
  → 第四道：安全壳（预应力混凝土或钢衬里）

核设备按安全重要性分级

等级	设备	检测要求
核安全1级（最高）	反应堆压力容器、主管道、控制棒驱动机构耐压壳、蒸汽发生器一次侧、稳压器、安全阀	最高设计、制造、检验标准
核安全2级	蒸汽发生器二次侧（部分）、余热排出系统、应急堆芯冷却系统、安全壳喷淋系统	较严格
核安全3级	辅助给水系统、设备冷却水系统、重要厂用水系统、放射性废物处理系统	一般
非安全级	常规岛设备、一般辅助系统	常规

核1级设备的无损检测要求最严格

• 焊接接头100%射线或超声检测
• 表面检测100%
• 更高的人员资质要求

核电的优越性

1. 能量密度高

• 1kg ²³⁵U完全裂变释放的能量≈2700吨标准煤
• 核电厂燃料运输量小，不受运输条件限制

2. 环境友好

• 不排放CO₂、SO₂、NOx等温室气体和污染物
• 是应对气候变化的重要清洁能源
• 全寿期碳排放与风电、水电相当

3. 运行成本低

• 燃料成本占总成本比例小（约20%）
• 不受化石燃料价格波动影响
• 可长期稳定运行（换料周期12-18个月）

4. 安全性高

• 多重安全屏障、纵深防御原则
• 事故概率极低（第三代堆＜10⁻⁵/堆年）
• 非能动安全系统（AP1000等）

5. 可持续发展

• 铀资源相对丰富
• 快中子增殖堆可利用²³⁸U（占天然铀99.3%）

第6节 配套习题（判断题）

第3-6节 核心知识点回顾

节次	核心内容	关键记忆点
第3节	金属材料加工	铸造/压力加工/焊接/热处理；白点是锻造致命缺陷；熔合区最危险；淬火必须配回火
第4节	核设备材料与缺陷	核电材料要求5级或更细晶粒度；锆合金包壳；应力腐蚀三要素；晶间腐蚀450-850℃敏化区
第5节	核裂变与反应堆	²³⁵U裂变释放2-3中子；压水堆世界最多；一回路15.5MPa；压力容器是核安全最关键设备
第6节	安全功能与等级	纵深防御三原则；三项基本安全功能；四道屏障；核1级100%检测

📝 备考提示

• 重点掌握各类加工工艺的缺陷特征（尤其是白点、应力腐蚀、晶间腐蚀）
• 熟记典型核设备材料（锆合金、奥氏体不锈钢、低合金钢SA508CL3）
• 理解压水堆工作原理和主要设备功能
• 安全分级和检测要求是考试重点