本文从材料的种类、材料制造所采用的体系、材料技术要求等方面对我国的压水堆核电站设备制造中所采用的各种不同的金属材料进行了介绍。分为上下两篇，上篇中主要包括概述、碳（锰）钢两个部分，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。
核电站设备主要金属材料（上）
1 核岛用金属材料概述
不同堆型，其结构和用途虽有所不同，但实现可控制核裂变反应的过程是相同的，都需要燃料元件、堆内构件、控制棒、反射层、冷却剂和慢化剂（快堆除外）以及包容它们的压力容器或压力管道等，因而需要各种各样的材料来制造相关部件，以实现核能向热能、热能向电能的安全、高效率的转化。
按照相关设备部件服役工况或使用功能的不同，核电设备可分为核一级、核二级、核三级和非核级。有核级要求的设备，一般即称其所用材料为核电关键材料。
蒸汽发生器下封头低合金钢锻件
核电常用的关键材料大体可分为碳钢、不锈钢和特殊合金，若进一步细分，则有碳（锰）钢、低合金钢、不锈钢、锆合金、钛铝合金和镍基合金等，按品种则有铸锻件、板、管、圆钢、焊材等等。
核反应堆的发展，从开始就包括了材料的开发与优化，材料的发展很大程度上决定了核反应堆发展的成熟度。因为核电具有新的热传导条件及特殊的环境条件，如辐照或冷却剂腐蚀等，要求所用材料必须能适合这些应用条件；强调材料的另一原因是，核电站系统比常规电站有更高的安全要求。
由于我国目前正在建造的主要是第二代成熟的1000MW压水堆核电站，同时也在通过技术引进并吸收国外先进技术以发展先进的第三代1000MW堆核电站。因此，本文以压水堆核电站为例，对其不同设备的用材做一简单介绍。
在压水堆核岛中，主要设备除反应堆及压力容器外，还有蒸汽发生器、反应堆冷却剂主泵机组、稳压器及主管道等。由于这些部件在核岛内的位置、作用和工况不同，故材料的使用要求和环境条件也不尽相同，不同程度地存在辐照或酸腐蚀等；不仅要考虑常规的一些要求（如强度、韧性、焊接性能和冷热加工性能），而且须考虑辐照带来的组织、性能、尺寸等变化，如晶间腐蚀、应力腐蚀、低应力脆断、材料间的相容性、与介质的相容性以及经济可行性等。
为便于从它们的服役特点中理解每个部件的功能、选择依据，下面将压水反应堆核岛内重要金属部件的工况、要求以及它们的所用材料体系简述如下。
1.1 压水堆零/部件用金属材料
1.1.1 包壳材料
包壳是指装载燃料芯体的密封外壳。其作用是防止裂变产物逸出和避免燃料受冷却剂的腐蚀以及有效地导出热能，在长期运行的条件下不使放射性裂变物逸出。
锆合金燃料包壳
工况最为苛刻：内受裂变产物、外受冷却剂腐蚀和温度、压力的作用，并受到强烈的中子辐射和冷却剂的冲刷、振动以及内应力、热循环（开、停堆时）应力和燃料肿胀等作用。
因而，包壳材料应有以下性能：热中子吸收截面小、感生放射性小、半衰期短、强度高、塑韧性好、抗腐蚀性强、对晶间应力腐蚀和吸氢不敏感；热强性能、热稳定性和抗辐照性能好；导热率高、热膨胀系数小，与燃料和冷却剂相容性好；易于加工、便于焊接和成本低。
适宜作为包壳的材料主要有：铝及铝合金、镁合金、锆合金和奥氏体不锈钢以及高密度热解碳。
在压水堆中，主要采用了锆合金。这是因为其热中子吸收截面小、导热率高、力学性能好，具有良好的加工性能以及与二氧化铀有较好的相容性，尤其对高温水及水蒸汽也有良好的抗腐蚀性和热强性。
1.1.2 堆内构件材料
在压水堆中除了反应堆压力容器和燃料组件及相关的组件以外的均为堆内构件如压紧板、导向筒、吊篮围板、流量分配板、上下栅格组件等。
作用有：支撑燃料组件及精确定位、为控制棒及堆芯测量装置和辐照监督和提供支撑和导向、合理分配冷却剂流和减少压力容器内表面的中子注量。
镍基合金堆内构件板材
工作环境：面对活性区、受到冷却剂冲刷和高温、高压作用。
堆内构件用材应度具有强度高、塑韧性好、高温性能好、中子吸收截面和中子俘获截面以及感生放射性小、抗腐蚀性、抗辐照性能好并与冷却剂相容好，导热率高、热膨胀系数小，易于加工、便于焊接和戚本低。
适合于压水堆内构件用材料要为奥氏体不锈钢以及部分镍基合金。
1.1.3 反应堆回路材料
压水反应堆的回路管道是维持和约束冷却剂循环流动的通道。
作用：封闭高温、高压和带强放射性的冷却剂、对反应堆安全和正常运行起保障作用。
回路管道用材料应备具有如下性能：抗应力腐蚀、晶间腐蚀和均匀腐蚀的能力强，基体组织稳定、夹杂物少、具有足够强度、塑性和热强性能，铸锻造和焊接性能好、生产工艺成熟、成本低、有类似的使用经验，Co含量尽量低。
适合于压水堆回路管道的主要材料为奥氏体不锈钢。
不锈钢主管道
1.1.4 反应堆压力容器材料
反应堆堆压力容器是装载堆芯、支撑堆内所构件和容纳回路冷却剂并维持其压力的堆本体承压壳体。
它是由上、下封头和筒体组成；它与一回路管道共同组成冷却剂力边界；还具有密封放射性、阻止裂变产物逸散的功能。
对反应堆压力容器用材要求：强度高、塑韧性好、抗辐照性能和抗腐蚀性强、与冷却剂相容性好；纯净度高、偏析和夹杂物少、晶粒细小、组织稳定；易于进行冷热加（包括焊接和淬透性好）；成本低、高温高压下使用经验丰富。
反应堆压力容器，目前国内外广泛采用的A508III（Gr.3C1.1）、16MND5，内壁堆焊不锈钢。
低合金钢压力容器壳体
1.1.5 蒸汽发生器材料
蒸汽发生器是将压水堆一回路的热能传递给二回路介质以产生蒸汽的热交换设备，一般采用带汽水分器的饱和式自然循环蒸汽发生器。一般为管壳式，由简体、管板、汽水分离器及外壳容器、传热管等部件组成。
蒸汽发生器传热管为压水堆核电站中的核心部件，起着一、二回路的能量交换的重要作用，并对一回路压力边界完整性有重大影响。
传热管在特定结构和介质条件下，承受高温、高压和管子内外的压差以及腐蚀、水力振动等工况的作用，容易造成各种类型的腐蚀和应力腐蚀破坏。
传热管应具有：热强性、热稳定性和焊接性好；基体组织稳定、导热率高、热膨胀系数小；抗均匀腐蚀和局部腐蚀能力强；具有足够的塑性和韧性以适应弯管、胀管的加工和抗振动。
蒸汽发器的筒体管板一般采用反应堆压力容器相同或相近的材料，如A508III（Gr.3C1.1）、18MND5，其它一些部件如分离器则采用碳（锰）钢或低合金钢等。
蒸汽发生器传热管束及下部筒体
1.2 材料体系
在国际上的核电运作建设中，ASME体系（通用和西屋）、俄罗斯（石墨慢化反应堆和俄罗斯压水堆）体系、法国RCC-M（压水堆）体系、加CAND（重水铀反应堆）体系和德国KTA体系等。不同体系的压水堆中所用关键材料有所不同、但相对还是比较接近。下面表1.1为各主要核电国家体系用材情况。
目前，我国的核电材料标准体系并未完全建立（正逐渐建立之中），主要采用了引进技术中所列的一些国外牌号材料，如表1.1中所列的RCC-M、ASME等体系材料。
表1.1 各主要核电国家压水堆用材体系
1.3 核电材料标准体系
目前在我国的压水堆体系用材料中主要有美国ASME、法国RCC-M体系的材料。
1.3.1 RCC-M和ASME规范
RCC-M借鉴了美国ASME规范第III卷中NB、NC、ND、NG、NF各分卷的有关内容，在结构上也做了巧妙对应，在章节的数字标识体系上采用了类似结构，章节下的内容也相近。而AP1000则采用ASME用材体体系，下面表1.2给出了RCC-M和ASME对比。
表1.2 RCC-M和ASME对比表
1.3.2 欧洲标准用材表述
RCC-M引用了不少欧洲标准的材料，如EN10025等。而欧洲标准体系中，EN 10020（钢的等级定义及划分）、10027-1（钢的命名体系第一部分：钢名，主要符号）、EN 10027-2（钢的命名体系第二部分：钢号）对各种钢进行了分类表述。
但最新的“EN10025-2：2004”与我国目前正在使用的“EN10025：1990+A1：1993”有一定差异，主要在于钢的符号表述和保证性能描述上，见表1.3。
表1.3 新旧EN10025-2牌号对比表
本文中所涉及的钢种有：P355GH、P265GH、P280GH、S235JO / S275JO / S355JO，分别列于EN10028-2、10222-2、10025-2等标准中。
其中：
P指承压件用钢、后面XXX三个数字指（小尺寸材料的）最小屈服强度，GH指高温用途。
S则指结构钢，后面所接XXX数字是指（小尺寸材料的）最小屈服强度，J、K、L分别指有冲功质量要求。
2 碳（锰）钢
本章所述材料为碳锰钢种，主要采用了欧洲标准的一些材料，如P355GH、P265GH、P280GH、S235JO / S275JO / S355JO等。
2.1 简介
均为欧洲（EN）标准中的碳（锰）钢，有不同的型式产品如板、管、锻件、型材。
RCC-M的M篇中引用了这些材料，但强调了除了满足EN标准的要求外，还须符合RCC-M相应章节中的补充要求。
在我国的锅炉、容器或用钢标准GB713-2008和结构件用钢标准（GB700-2006、GB/T1591-2008）等标准中有对应或相近的材料。
余热排出冷却器
2.1.1 P355GH
系ENI0028-2（压力用途用板第二部具有规定高温特性合金钢和非合金钢）标准中的钢号，RCC-M中的M1131（钢板）、M1132（冲压件）将其列入。
RCC-M提出的补充技术要求主要有：
1）热处理规定为正火，或淬火+回火；
2）对P和S元素含量有严格限制；
3）根据技术规格书和设备级别不同，规定了短时高温强度、-20℃或-44℃冲击功；
4）室温弯曲试验；
5）超声波检查（3级设备用钢板除外）。
该钢具有良好的综合力学性能，其在500℃下的高温力学性能优于碳钢，还具有良好的可焊性以及冷热加工等工艺性能。
相近牌号有中国的GB713-2008中的Q345R（原GB71-1997中的19Mng、16Mng）美国SA299、日本的SB49和俄罗斯的16ГC等。
2.1.2 P265GH
此钢种也系ENI0028-2（压力用途用钢板 第二部分：具有规定高温特性的合金钢和非合金钢）标准和EN10216-2（压力用途用钢管 第二部分：有规定高温特性的合金钢和非合金钢）中的钢号，但是Mn含量要比P355GH的要低一些。RCC-M中的M1131（钢板）、M1132（冲压件）将其列入。
RCC 提出的补充技术要求主要有：
1）热处理规定为正火，或淬火+回火；
2）有P和S元素有严格限制；
3）根据技术规格书和设备级别不同，规定了短时高温强度、-20℃或-44℃冲击功；
4）室温弯曲试验；
5）超声波检查（3级设备用钢板除外）。
该钢具有良好的综合力学性能，具有良好的可焊性以及冷热加工等工艺性能。
此钢种与GB713-2008中的Q245R相近，也与我国“核电站用无缝钢管第1部分碳素钢无缝钢管”中的HD245、HD245Cr、HD265、HD265Cr类似。
2.1.3 P280GH
EN10222-2（压力用途用钢制锻件第二部分：具有高温特性的铁素体和马氏体钢）标准中的钢号，Mn含量介于P355GH和P265GH之间；RCC-M 1124（模锻弯头）、1125（轧/锻件）、1144、1152（管）将其列入（对其成分和性能进行了一定调整）。
RCC-M调整的内容有：
1）成分进行了小的调整；
2）明确了锻造比；
3）细化了热处理；
4）明确规定了短时高温屈服与抗拉强度、0℃的冲击功；
5）模拟热处理后的性能试验；
6）表面（目视）与内部质量检查（UT）。
与国内JB4726（压力容器用碳素钢和低合金钢锻件）标准中的16Mn类似，从成分性能上看，也与我国“核电站用无缝钢管第1部分碳素钢无缝钢管”中的HD280、HD280Cr类似。
2.1.4 S235JO / S275JO / S355JO
系EN10025-2：2004（热轧结构钢制品第二部分：非合金结构钢的交货技术条件）标准中的钢号，有各种产品型式（空心材除外）。
在法国RCC-M 1134中引用了这种材料。
RCC-M 提出的补充技术要求主要有：
1）须选用NFEN 10025标准中规定的FN（镇静钢）、FF（完全镇静钢）脱氧型牌号，若用于吊杆则须选用质级别为J2和K2；
2）对J2、K2级别，应进行特殊检查，并提供3.1.B（EN 10204）的验收证书，若是钢板，应正火态交货；
3）钢板的表面（目视）与内部质量检查（UT，与级别、厚度有关）。
S235JO/275JO分别与GB/T700-2006的Q235C和Q275C接近，而S355JO与GB 1591-2008中的Q345C接近。
2.2 用途
2.2.1 P355GH
在常规产品上，它主要用于制作锅炉、石油化工设备中的高压容器和其它焊接结构件，如反应器、换热器、分离器、球罐、油气罐和汽罐等。
在核电设备中，主要是1、2、3级设备用，而又未在专用零件采购技术规范上规定的碳钢钢板，以及制造某些2级设备体壳体及容器内结构件，如硼注射器中的上、下封头，简体等。
硼注箱
2.2.2 P265GH
在常规产品上，钢板主要用于制作锅炉、石油化工设备中的高压容器和其它焊接结构件，如反应器、换热器、分离器、球罐、油罐和液化汽罐等。
在核电设备中，也主要用于1、2、3级设备，而又未在专用件采购技术规范上规定的碳钢钢板，以及制造某些2级设备壳体及容器内结构件，如硼注射器中的裙座筒体、稳压器中电极板、蒸汽发生器的板式分离器。
2.2.3 P280GH
此钢锻件在国内应用不多，但根据其与16Mn锻件相近的性能特点，其用途应与其相同，如管壳式换热器碳钢管板、法兰等。
在核电部件中主要用作为蒸汽发生器主蒸汽系统、给水控流系统、辅助给水系统的轧制管件或锻制管件（M1124），或蒸汽发生器主蒸汽系统的锻造或模锻弯头。
2.2.4 S235JO / 275JO / S355JO
在常规产品上它主要用于重要程度并不高的一些结构件。
在核电设备中，也要用于通用结构用的、而又未在专用零件采购技术规范上规的、有一定量要求的S1、S2钢板梁和商品级棒材等。如各种重型支撑锚固件、反应堆压力容器顶盖总装的附件，如法兰、简节、筋板等。
2.3 技术要求
2.3.1 化学成分
表2.1是这些钢种的化学成分。
表2.1 碳（锰）钢的化学成分
2.3.2 组织
在热轧或正火态均为铁素体+珠光体；但在淬火态时，除铁素体+珠光体外，有可能出现全部或部分马氏体或贝氏体类的组织（与冷却速度有关）。典型金相组织见下图。
碳锰钢不同状态的典型组织
2.3.3 性能
表2.2为材料的各种性能要求。
表2.2 碳（锰）钢的性能要求
核电站设备主要金属材料（下）
3 锰镍钼类低合金钢
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。
蒸汽发生器下封头低合金钢锻件
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
4 奥氏体不锈钢
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。
稳压器卸压箱（主要材料为奥氏体不锈钢）
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表
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
5 镍（铁）基合金
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：
A）含Cr量为23%，高于600合金的的14-17%，抗氧化能力更强；
B）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是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
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