目前全世界大約有440座核電機組在運行，其中占絕大多數(約92%)的是輕水堆(LWR)，其餘為重水堆(PHWR)以及先進氣冷堆(AGR)等。輕水堆主要是壓水堆(PWR)和沸水堆(BWR)兩種類型，其中大約75%為壓水堆，我國投入運行並將建造的絕大多數核電站都是壓水堆型的。
自從核電站問世以來，在工業上成熟的發電堆主要有以下三種：輕水堆、重水堆和石墨氣冷堆。它們相應地被用到三種不同的核電站中，形成了現代核發電的主體。 目前，熱中子堆中的大多數是用輕水慢化和冷卻的所謂輕水堆。輕水堆又分為壓水堆（圖）和沸水堆。
壓水堆核電站使用輕水作為冷卻劑和慢化劑。主要由核蒸汽供應系統（即一迴路系統）、汽輪發電機系統（即二迴路系統）及其他輔助系統組成。冷卻劑在堆芯吸收核燃料裂變釋放的熱能後，通過蒸汽發生器再把熱量傳遞給二迴路產生蒸汽，然後進入汽輪機做功，帶動發電機發電。
基本介紹
- 中文名：壓水堆核電站
- 外文名：Pressurized water reactor/PWR
- 輕水作用：冷卻劑和慢化劑
- 迴路系統：一、二、三迴路系統
- 類型：熱中子堆中輕水堆的一種
- 組成：壓力容器和堆芯
基本信息,相關區別,問題與防護,發展趨勢,
基本信息
1. 壓水堆核電站主迴路系統
壓水堆核電站的一迴路系統與二迴路系統完全隔開，它是一個密閉的循環系統。該核電站的原理流程為：主泵將高壓冷卻劑送入反應堆，一般冷卻劑保持在120～160個大氣壓。在高壓情況下，冷卻劑的溫度即使300℃多也不會汽化。冷卻劑把核燃料放出的熱能帶出反應堆，並進入蒸汽發生器，通過數以千計的傳熱管，把熱量傳給管外的二迴路水，使水沸騰產生蒸汽；冷卻劑流經蒸汽發生器後，再由主泵送入反應堆，這樣來回循環，不斷地把反應堆中的熱量帶出並轉換產生蒸汽。從蒸汽發生器出來的高溫高壓蒸汽，推動汽輪發電機組發電。做過功的廢汽在冷凝器中凝結成水，再由凝結給水泵送入加熱器，重新加熱後送回蒸汽發生器。這就是二迴路循環系統。冷凝器中用三迴路循環泵抽來的江河水作冷卻劑，冷卻後又排回到江河中，組成第三迴路循環。
目前在世界核電站中所占份額最多的壓水堆核電站的總體結構示意圖
目前在世界核電站中所占份額最多的壓水堆核電站的總體結構示意圖2. 壓力容器和堆芯
壓水堆由壓力容器和堆芯兩部分組成。壓力容器是一個密封的、又厚又重的、高達數十米的圓筒形大鋼殼，所用的鋼材耐高溫高壓、耐腐蝕，用來推動汽輪機轉動的高溫高壓蒸汽就在這裡產生的。在容器的頂部設定有控制棒驅動機構，用以驅動控制棒在堆芯內上下移動。
堆芯是反應堆的心臟，裝在壓力容器中間。它是燃料組件構成的。正如鍋爐燒的煤塊一樣，燃料芯塊是核電站“原子鍋爐”燃燒的基本單元。這種芯塊是由二氧化鈾燒結而成的，含有2～4%的鈾－235，呈小圓柱形，直徑為9.3毫米。把這種芯塊裝在兩端密封的鋯合金包殼管中，成為一根長約4米、直徑約10毫米的燃料元件棒。把 200多根燃料棒按正方形排列，用定位格架固定，組成燃料組件。每個堆芯一般由121個到193個組件組成。這樣，一座壓水堆所需燃料棒幾萬根，二氧化鈾芯塊1千多萬塊堆芯。此外，這種反應堆的堆芯還有控制棒和含硼的冷卻水（冷卻劑）。控制棒用銀銦鎘材料製成，外面套有不鏽鋼包殼，可以吸收反應堆中的中子，它的粗細與燃料棒差不多。把多根控制棒組成棒束型，用來控制反應堆核反應的快慢。如果反應堆發生故障，立即把足夠多的控制棒插入堆芯，在很短時間內反應堆就會停止工作，這就保證了反應堆運行的安全。
3. 安全螢幕障
壓水堆是比較廣泛採用的核反應堆。其特徵是水在堆芯內不沸騰，因此水必須保持在高壓狀態。圖1是壓水堆核電站的流程示意圖。燃料用的是二氧化鈾陶瓷塊，這樣的鈾芯塊本身就起防止放射性物質外逸的作用，即構成了第一道安全螢幕障。把這些小的鈾塊重疊在高3米，外徑9．5毫米，厚0．57毫米的鋯合金管內封閉，即成為燃料元件棒，即鈾棒。鋯合金管也能防止放射性物質逸出，故構成第二道安全螢幕障。每200多根鈾棒，排列成橫17排，縱17排的燃料元件。如果堆內有100多個這樣的燃料元件，即可成為90萬千瓦的壓水堆核電站。整個堆芯放在內徑為4米，高為13米，厚為0．2米的壓力殼內。殼內壓強為155個大氣壓。可把水加熱到330℃以上。溫度升高了的水進入蒸汽發生器內，器內有很多細管，細管中的水接收熱量變成蒸汽進入蒸汽輪機發電。
從反應堆出來的水是跟細管中的水分開的，即使堆中的水有少量放射性物質，也不會傳遞到細管中的水中。從反應堆出來的水在蒸汽發生器中溫度降低後，經一迴路的循環泵驅動，又回到壓力殼的堆芯繼續加熱，完成第一迴路的循環。一迴路和壓力殼組成第三道安全螢幕障。
相關區別
1. 沸水堆與壓水堆工作原理
沸水堆（Boiling Water Reactor）字面上來看就是採用沸騰的水來冷卻核燃料的一種反應堆，其工作原理為：冷卻水從反應堆底部流進堆芯，對燃料棒進行冷卻，帶走裂變產生的熱能，冷卻水溫度升高並逐漸氣化，最終形成蒸汽和水的混合物，經過汽水分離器和蒸汽乾燥器，利用分離出的蒸汽推動汽輪進行發電。福島核電站建於20世紀70年代，屬於沸水堆。（圖2）
壓水堆（Pressurized Water Reactor）字面上看就是採用高壓水來冷卻核燃料的一種反應堆，其工作原理為：主泵將120～160個大氣壓的一迴路冷卻水送入堆芯，把核燃料放出的熱能帶出堆芯，而後進入蒸汽發生器，通過傳熱管把熱量傳給二迴路水，使其沸騰並產生蒸汽；一迴路冷卻水溫度下降，進入堆芯，完成一迴路水循環；二迴路產生的高壓蒸汽推動汽輪機發電，再經過冷凝器和預熱器進入蒸汽發生器，完成二迴路水循環。中國目前建成和在建的核電機組中，除秦山三期採用CANDU堆技術，位於山東榮成的華能石島灣採用高溫氣冷堆，其餘均為壓水堆。
2. 沸水堆與壓水堆共同點
沸水堆和壓水堆都是屬於輕水堆，兩者都使用低濃鈾燃料，採用輕水作為冷卻劑和慢化劑，沸水堆系統比壓水堆簡單，特別是省去了蒸汽發生器；燃料都是以組件的形式在堆芯排布，組件由柵格排布的燃料柵元組成，燃料柵元由燃料芯塊、包殼構成；燃料放置於壓力容器當中，外面有安全殼，具備包殼、壓力邊界、安全殼三重防泄露屏障；沸水堆和壓水堆的發電部分功能也都一樣。
3. 沸水堆與壓水堆的主要區別
沸水堆採用一個迴路，壓水堆有兩個迴路；沸水堆由於堆芯頂部要安裝汽水分離器等設備，故控制棒需從堆芯底部向上插入，控制棒為十字形控制棒，壓水堆為棒束型控制棒，從堆芯頂部進入堆芯；沸水堆具有較低的運行壓力（約為70個大氣壓），冷卻水在堆內以汽液形式存在，壓水堆一迴路壓力通常達150個大氣壓，冷卻水不產生沸騰。
4. 壓水堆相對沸水堆的優勢
沸水堆控制棒從堆芯底部引入，因此發生“在某些事故時控制棒應插入堆芯而因機構故障未能插入”的可能性比壓水堆大，即在停堆過程中一旦喪失動力，就會停在中間某處，最終可能導致臨界事故發生；而壓水堆的控制棒組件安裝在堆芯上部，如果出現機械或者電氣故障，控制棒可以依靠重力落下，一插到底，阻斷鏈式反應。另外，對於控制棒向上引入的反應堆，其堆芯上部的功率高於底部，當反應堆喪失冷卻後，會導致產生熱量大的地方帶走熱量少，上部的燃料發生熔毀的機率增加。
沸水堆遇緊急情況停堆，冷卻動力喪失時，燃料溫度增加，冷卻水逐漸氣化，迴路壓力增加，必須進行釋壓處理，則會導致帶有放射性的氣體進入大氣，同時還需要起用備用電源進行主動地注水冷卻；壓水堆冷卻動力喪失時，可以用應急水泵對蒸汽發生器進行噴淋，並調節穩壓器壓力，保證一迴路不出現局部沸騰，依靠一二迴路的溫差實現自然循環，讓堆芯慢慢退熱。新的三代壓水堆在設計上擁有非能動性或稱自主能動性安全冷卻體系，擁有類似水塔性質的蓄水，至於安全殼上層，可以依靠重力完成注入冷卻水實現冷卻；另外堆芯有排氣管道開放外界，壓力可以得到控制。而福島為被動能動型冷卻體系，所以堆芯溫度在停堆後要依靠柴油發電機發電啟動，在柴油發電機無法啟動的情況下，導致溫度失控。
沸水堆與壓水堆不同之處在於沸水堆沒有蒸汽發生器，一迴路水通過堆芯加熱變成約285℃的蒸汽並直接引入汽輪機，因此常規島布置有一迴路的冷卻劑管道，管道失效可能引起冷卻劑泄漏。壓水堆的一迴路和蒸汽系統通過蒸汽發生器分隔開，而且蒸汽發生器安置在安全殼內，只要蒸汽發生器完整，放射性物質不會釋放到環境中，即使蒸汽發生器故障破損，利用安全殼貫穿件關閉，放射性物質也不會釋放到環境中。
沸水堆壓力遠低於壓水堆壓力，因此在系統設備、管道、泵、閥門等的耐高壓方面的要求低於壓水堆。壓水堆由於壓力高，且多了蒸汽發生器、穩壓器等設備，技術性能要求及造價都要高許多。但正是由於壓水堆一、二迴路將放射性冷卻劑分開，因此安全性高於沸水堆。
問題與防護
壓水堆核電站的總體結構主要由三個迴路構成，其中一個迴路屬於核島部分，二、三迴路屬於常規島部分。壓水堆一迴路為反應堆冷卻劑系統，由反應堆壓力容器、主泵、穩壓器和蒸汽發生器等構件組成，位於安全殼以內；二迴路由蒸汽發生器、冷凝泵、汽水分離器、汽輪機、蒸汽凝結器(或凝氣器)等構件組成；三迴路由輔助系統設備(簡稱BOP)包括發電機、水泵、外部蒸發器以及其他的輔助設備組成。一、二迴路經過蒸汽發生器進行熱交換，一迴路的水將核裂變產生的熱量帶至蒸汽發生器，將二迴路的水變成蒸汽，推動汽輪機後，冷凝成水，回到蒸汽發生器再加熱變成蒸汽。汽輪機帶動發電機發電。壓水堆核電站一迴路的壓力約為15.5MPa，壓力殼冷卻劑進口溫度約為290℃，出口溫度約為325℃。二迴路蒸汽壓力為6～7MPa，蒸汽溫度為275～290℃，壓水堆的發電效率為33%～34%。
壓水堆核電站的核電特色腐蝕在一、二迴路。電站設計中，在一迴路水中加入硼酸(H3BO3)，通過硼對中子的吸收參與控制原子核的鏈式反應，加入少許氫氧化鋰(LiOH)進行中和，以300℃左右的一迴路水 pH值控制在7.0～7.2範圍內，對應力腐蝕破裂而言更為重要的是在一迴路水中加入20～50cc/kg(標準溫壓)(相當於2～4ppm重量)的氫氣，該氫濃度足以保障水的任何輻照分解產物都會通過離子-分子反應或原子團-分子反應而被清除掉，結果所有相關材料的腐蝕電位接近於氫的氧化還原電位，該電位取決於氫的分壓和溶液的pH值，理想情況下一般位於-600～-800mV(SHE)左右。二迴路水化學的設計目標是保證腐蝕速率儘可能低(特別關照給水鏈中的非耐腐蝕材料)，以及將熱交換表面的淤泥轉換沉積降到最低，通過採用適當的鹼性水(室溫pH大約為10)和聯氨(N2H4)的組合來達到目的，鹼性水是通過加入氨[(NH3)和/或有機胺如嗎啉(C4H9NO)或乙醇胺(C2H7NO)]實現，加聯氨N2H4的目的是將氧降低到可忽略的水平。全面腐蝕過程和聯氨分解產生的氫優先被剝離到蒸汽的氣相中，並和其他任何非可凝結氣體一道在冷凝器那裡被抽走，結果是材料在二迴路水中的腐蝕電位明顯比在一迴路水中的腐蝕電位要正。
壓水堆核電站三個迴路的結構示意圖
壓水堆核電站三個迴路的結構示意圖壓水堆核電站在數十年的運行中，已經發生過各種各樣的腐蝕失效，現對發生在核島里的、具有國際普遍意義、影響大、損失慘重、時間長、甚至到現在依然沒有完全解決的幾個重大腐蝕問題介紹如下。
蒸汽發生器傳熱管的腐蝕失效與防護
全世界數千堆的核電機組運行經驗表明，壓水堆機組常常受到蒸汽發生器U形傳熱管泄漏與破裂的困擾。傳熱管是一迴路壓力邊界最薄弱的環節，壁厚只有1.2mm左右，一旦發生熱管破裂，可能引起反應堆失水停機，同時傳熱管破裂則會導致帶放射性的一迴路水漏向二迴路而發生核污染。最早的傳熱管採用不鏽鋼製造，但主要因氯離子等導致的應力腐蝕破裂問題，西方核電大國普遍採用耐蝕性好的600鎳基合金(大約含Cr15%、Fe10%)，也有少數國家採用800合金(大約含Cr20%、Ni32%、餘量主要是Fe)製造。但600鎳基合金傳熱管常常在服役數年或十多年後出現破裂泄露。表10-7給出了世界範圍1995～1999年核電站蒸汽發生器傳熱管破損修理的原因。蒸汽發生器設計壽命一般為40年，實際為15～20年，90%的損壞是因為腐蝕引起的，其中主要是連線一迴路與二迴路傳熱管的沿晶應力腐蝕破裂。人們在腐蝕破裂事件、規律和改進方法上已做了大量工作，研究表明每種情況下應力腐蝕破裂的必要條件都是敏感材料、高於某臨界值的應力或應變、特定水化學環境三者的組合，相應的破裂消除方法也逐漸被開發出來。
一迴路側沿晶應力腐蝕破裂主要發生在有很高應力和冷加工的U形彎管內表面，如第一和第二排U形彎管處和靠近管板的脹管過渡區、滾壓過渡區、凹陷管部位，導致破裂的環境主要是含氫的主迴路水(PWSCC)。為了在實驗室重現並加速這種破裂，人們採用光滑試樣慢應變速率拉伸實驗、斷裂力學預裂紋擴展試驗以及U形彎曲試樣實驗等方法，得到大量應力腐蝕裂紋萌生和擴展的數據，並深入研究了應力腐蝕破裂機理、水化學對破裂的影響、失效分析、裂紋擴展行為和蠕變、壽命評估，測試方法等。通過以下各方面的研究，相應的緩解乃至解決破裂問題的方法也逐漸開發出來：
(1) 研究發現破裂區的應力在運行溫度下總是超過屈服應力，因此，可通過降低傳熱管殘餘應力來消除應力腐蝕破裂，主要是第一和第二排U形彎管的局部熱處理、改進脹管方法、噴丸處理。
(2) 測試實驗結果表明水中的溶解氫對600合金的應力腐蝕破裂敏感性有顯著影響，水的溫度也有顯著影響，應力腐蝕破裂敏感性隨水溫增高而上升。鑒於一迴路水的化學成分難以調整，人們開發出在關鍵部位鍍鎳等使敏感材料與該水化學環境隔離的現場修複方法，有的電站採用降低水溫的辦法來減少應力腐蝕破裂問題。
(3) 研究表明，與應力腐蝕破裂相關的材料關鍵因素是碳化物沉澱的分布，晶界上碳化物沉澱越多則破裂抗力越高。因而，人們在通過控制碳化物沉澱的分布以消除應力腐蝕破裂方面做了大量工作，主要是降低碳含量和更好地控制退火溫度，進一步開發出的方法是在700℃進行熱處理以使所有碳化物沉澱在晶界上，從而大大地改善了600合金傳熱管的應力腐蝕破裂抗力。大量的測試表明，將鉻含量提高到30%左右的690合金對一迴路水應力腐蝕破裂的抗力遠高於600合金，因此，一般認為最有效的辦法是將600合金換為690合金。
二迴路側大量發生應力腐蝕破裂以及晶間腐蝕，主要發生在管板、管支撐板和泥渣堆區下面的縫隙區，與二迴路側存在蒸發導致水中雜質在這些部位的縫隙處以及泥渣下濃縮有關，主要是雜質(Na為主)濃縮導致的鹼性環境，其次是SO4和Cl濃縮導致的酸性環境。現在還懷疑Pb的富集可能也是導致該破裂的重要原因，儘管二迴路是高純水加少量緩蝕劑，名義上沒有Pb等有害元素，但迴路接觸高溫水的浸潤面積很大，可能各種材料上存在的微量有害元素緩慢溶解後通過在傳熱管二迴路側的蒸發而逐漸積累，形成有害的局部環境，導致應力腐蝕破裂以及晶間腐蝕。人們大量研究了相關的腐蝕體系性質(沸騰縫隙化學、雜質濃縮、腐蝕電化學過程、腐蝕產物分析)、破裂行為(失效分析、破裂影響因素，特別是TiO2、Pb、Si和Cu的影響)、破裂機理(破裂模型、裂尖高分辯電鏡分析、預測方法等)。以U形彎曲試樣或C形環試樣在有關的高溫濃鹼性環境中浸泡-觀察-浸泡-觀察方法為主的應力腐蝕破裂測試和分析表明，對碳化物沉澱在晶界的熱處理也有利於提高600合金二迴路水應力腐蝕破裂的抗力。由於鉻含量高到30%左右的690合金對二迴路水應力腐蝕破裂的抗力顯著高於600合金，現在新建核電站普遍採用690合金傳熱管。除了這些材料改進外，消除該應力腐蝕破裂的方法還有嚴格控制水化學和儘可能的沖洗，以及新的幾何設計以減少雜質濃縮。
鎳基焊材的異種金屬焊接件的腐蝕破裂與防護
在常見的輕水堆核電站中，低合金鋼(主要是A508和 A533)以其強度高價格低廉等特點用於製造反應堆壓力容器、加壓器和蒸汽發生器的殼體等，奧氏體不鏽鋼和鎳基合金以其高耐蝕性等特點用於製造管道、控制棒驅動機構和儀表管等。因而在許多關鍵部位存在高合金奧氏體/低合金鐵素體的異材焊接件。一般是採用不鏽鋼焊條(典型材料309、308)或鎳基合金焊條(典型材料182、82和52等)將其焊接，產生一個微觀材料組成複雜的結構。20世紀90年代以來，壓水堆核電站發生了一系列異材焊接件在一迴路高溫水中的應力腐蝕破裂事件，如表10-8所示，主要是採用600類型鎳基合金的182以及82焊接材料的場合。大量的研究表明，它們的斷裂行為與前述的蒸汽發生器傳熱管一迴路側的破裂是相同的，都是含Cr15%，含Fe10%的600類鎳基合金在一迴路高溫水中的應力腐蝕破裂。工程上電站停堆損失巨大，還要做大量的分析評估和修復工作。
美國的VC Summer核電站功率為885MW，西屋公司設計，1973和1982年分獲建造和運行許可證，1984年投入商業運行，2000年10月換料時發現一出水口安全端處有大約90公斤硼酸漏出。該焊接件材質結構為A508-Ⅱ/182/82/304，內表面經過多次補焊。檢測表明，182合金焊縫中存在熱裂紋。電站運行過程中，主要是作為預堆邊焊的182合金的內壁在高溫水中萌生環向應力腐蝕裂紋，其在擴展中轉向，在徑向擴展到82合金中並且在軸向向外擴展，直至泄漏，裂紋的一側徑向擴展進入A508低合金鋼後裂尖有所鈍化，另一側徑向擴展穿過82合金後進入304不鏽鋼敏化區，見圖10-44、10-45。有限元應力分析表明，補焊產生的表面軸向殘餘應力導致環向裂紋，但在高溫高壓的服役條件下，該焊接件主要承受環向的工作應力，因此，裂紋後來轉向軸向擴展。該破裂事件除使人們更關注鎳基合金焊接件外，還引發不鏽鋼在壓水堆主迴路水中的應力腐蝕破裂問題：向來認為不鏽鋼在低氧的壓水堆主迴路水環境中是安全的，究竟是什麼樣的運行環境導致了該沿晶應力腐蝕破裂，破裂是否只限于敏化區?
美國有關機構一方面採用新的不鏽鋼管和耐應力腐蝕破裂的690類52/152合金焊接材料(含Cr大約30%)對VC Summer核電站泄露的出水口接管-安全端焊接部分進行了更換。對該電站其他兩個環路接管-安全端焊接件進行了大量的的無損檢傷、安全可靠性評估和修復工作。這些工程實際工作的背後是大量的科學研究。
核燃料包殼和堆內構件的應力腐蝕破裂與防護
壓水堆核反應堆的核燃料包殼和堆內構件在非常苛刻的環境中服役。一方面接觸一迴路的高溫高壓水冷卻劑，由於在射線作用下，水會發生輻照分解，產生H2O2和O2等，它們可以明顯提高金屬材料在水中的電極電位，促進應力腐蝕破裂。另一方面，這些構件承受中子的輻照，高能量中子輻照可導致材料產生空位、位錯環和原子偏聚等缺陷，導致材料硬化、腐蝕破裂和腫脹，特別是堆內構件用不鏽鋼在中子輻照作用下發生晶界Cr貧化、Ni等元素集聚，導致沿晶應力腐蝕破裂，稱為輻照促進應力腐蝕破裂。
已發現產生過應力腐蝕破裂的主要部件如下：
(1) 核燃料包殼：早期的304不鏽鋼(沿晶應力腐蝕破裂)和近期的鋯合金(穿晶應力腐蝕破裂)。
(2) 堆內構件：316不鏽鋼堆芯隔板螺栓、600合金吸收器銷釘、用於熱禁止和燃料組件及堆芯隔板的A286不鏽鋼螺栓、用於燃料組件的600合金螺栓、用於控制棒導管支撐銷釘和噴射泵梁等部位各種螺栓和彈簧的X750合金，以及用於各種場合的347不鏽鋼螺栓。
工業上主要是通過研究改善結構設計和改換材料來應對該問題。目前材料的主要研究內容如下：
(1) 不鏽鋼(304、304 L、316、316L等)：失效分析(沸水堆， 壓水堆)；服役零部件輻照後的組織分析；輻照致材料變化與輻照促進應力腐蝕破裂的關係；中子和質子輻照結果的對比；模擬合金的沿晶應力腐蝕破裂；高能量輻照316鋼的應力腐蝕破裂，典型合金輻照促進應力腐蝕破裂和成分影響(Halden堆的實驗結果)。
(2) 鋯合金：目前主要研究方向是阻抗譜分析；輻照致Laves相沉澱；氫化物破裂；新包殼材料開發；腐蝕行為和腐蝕層分析；失效分析。
低合金鋼和碳鋼部件的腐蝕與防護
近年來壓水堆核電站低合金鋼和碳鋼部件發生了嚴重的腐蝕問題，可分成兩種情況。
一種是核島內某些耐蝕防護層破裂導致低合金鋼接觸高溫水發生腐蝕，典型案例是座落於美國俄亥俄州的戴維斯-貝斯核電站，該電站1978年7月投入運營，計畫於2017年4月關閉，2002年3月停堆維修期間，工人在核島的反應堆的低合金鋼壓力容器上發現一個6英寸(約合15.24cm)深的腐蝕洞，通常核島里的低合金鋼部分不接觸水，有一層耐蝕的不鏽鋼堆焊層和鎳基合金管將水隔開，此次腐蝕的原因是600鎳基合金管和不鏽鋼堆焊層發生應力腐蝕破裂，導致含硼酸和氫氧化鋰的一迴路高溫水接觸低合金鋼部分，產生嚴重的腐蝕大坑。該嚴重腐蝕導致核電站關閉了兩年左右，人們對腐蝕坑和裂紋做了大量的分析研究和修補工作，這一事件促使國際核工業社會高度重視低合金鋼在高溫水環境中的腐蝕破裂行為與防護問題。
另一種情況是在常規島部分通常就接觸高溫水的碳鋼構件發生腐蝕，典型案例是日本美浜核電站，該電站1976年投入運營，1991～2003年曾發生過幾次與核有關的小事故，2004年8月9日，渦輪所在的建築內連線3號反應堆的水管在工人們準備進行例行安全檢查時突然爆裂，雖然並未導致核泄漏，但蒸汽爆發還是導致5名工人死亡，數十人受傷，原因是碳鋼管內長期有高溫水高速流動，導致鋼管因內側發生流動加速腐蝕而逐漸減薄，管理上的疏忽導致長期未檢測，最後發生嚴重事故。這促使國際核工業界高度重視，加強對腐蝕問題的研究，在工業套用上積極檢測碳鋼管在高溫水中的腐蝕狀況並及時更換腐蝕嚴重的構件，儘可能使用含Cr量較高的抗流動腐蝕較強的鋼管。
發展趨勢
浙江省海鹽縣錢塘江口北岸的秦山核電站，是中國自行設計建造的第一座30萬千瓦核電站。
這個核電站背山臨海，風向好，海灘面積大，地理條件得天獨厚，既可就地利用發電時所必需的大量海水，又能利用五千畝海灘建造廠房和附屬設施，節省大批耕地。
六十年代以來，核能發電在世界上發展很快。現在，已有23個國家和地區擁有核電站。核電站的心臟是核反應堆。反應堆可分為熱中子反應堆和快中子反應堆兩大類。中國秦山核電站採用壓水堆，這是屬於熱中子反應堆的一種。現在世界上發電用的反應堆有一半以上採用壓水堆。這種反應堆有多層安全保護系統，能自動調節性能，哪怕完全失去控制都不會發生爆炸。
1985年1月18日，廣東核電投資有限公司和香港核電投資有限公司簽署了合資興辦中國最早一座180萬千瓦的大型壓水堆核電站。這個電站將於1992年全部建成投產，年發電量為100億度。
安全可靠是核電站發展的基石，中國也始終把核電安全放在第一位。我們有理由相信，隨著經驗的積累以及技術的進步，核電站的安全性能將逐步得到進一步提高，將要發展的第三代反應堆和未來的第四代反應堆會為我們安全利用核能營造新的環境。
