易柳逸

（中国核动力研究设计院，四川成都 610000）

压水堆（Pressurized Water Reactor, PWR）是一种广泛应用的核反应堆类型，其冷却剂通常为富集硼酸水溶液。然而，由于一回路材料（如不锈钢、镍基合金等）与冷却剂之间的化学不相容性，容易导致应力腐蚀开裂（Stress Corrosion Cracking, SCC）、点蚀（Pitting）和腐蚀疲劳（Corrosion Fatigue）等问题。这些问题不仅会严重影响核反应堆的安全性，还会导致系统的维修和退役成本增加。因此，提高一回路材料与富集硼酸冷却剂之间的相容性具有重要意义[1]。

1 压水堆概述

压水堆是一种核反应堆类型，基于轻水作为冷却剂和慢化剂的反应堆设计。它通过核裂变产生热量，使冷却剂产生蒸汽，从而驱动汽轮发电机发电。压水堆具有较高的热效率和运行稳定性，因此在核电领域得到了广泛应用。

压水堆的设计主要包括反应堆本体、冷却系统、控制系统和屏蔽系统等部分。反应堆本体中包含核燃料、反应堆容器和压力容器等关键部件，是核裂变反应发生的地方。冷却系统则通过泵送冷却剂，吸收反应堆产生的热量并将其输送到蒸汽发生器，以产生驱动汽轮发电机的蒸汽。控制系统负责调节反应堆的运行状态，确保核反应的稳定性和安全性。屏蔽系统则用于屏蔽辐射，保护反应堆周围的环境和工作人员不受辐射危害。

压水堆的发展历程可以追溯到20 世纪50 年代，当时美国海军首次将压水堆技术应用于核潜艇。此后，压水堆技术逐渐成熟，并在全球范围内得到了广泛应用。如今，压水堆已经成为核电领域最重要的技术之一，为全球能源供应提供了一种安全、高效和可持续的解决方案。……