核电大型锻件技术特点及现状

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随着核电站发电功率增大及安全系数的不断提高（如AP1000、EPR等堆型），对其基础零部件（核电大锻件）的要求也越来越高，制造难度越来越大。超大型锻件的制造技术和生产能力，已成为制约全球核电高速发展的瓶颈。关键的核电大型锻件有：
压力容器中的一体化顶盖、容器法兰接管段等；
蒸汽发生器中的管板、水室封头、锥形筒体等；
主管道中的一体化（带管嘴）的锻造不锈钢主管道；
常规岛中的整锻汽轮机低压转子、发电机转子等。
由于我国运行及在建的核电站绝大多数为压水堆核电站，这里主要针对压水堆核电站的核岛及常规岛大型锻件进行介绍。
核岛主要系统由反应堆冷却剂系统、专设安全设施、核辅助系统、三废处理系统、核岛通风空调系统及核燃料装卸贮存和工艺运输系统等六大类系统组成。这其中，核电大型锻件主要集中在反应堆冷却剂系统当中（即通常所说的核岛主设备）。反应堆冷却剂系统由三条环路及其核岛主设备压力容器、蒸汽发生器、稳压器、主管道和主泵等组成。



一、 压力容器
1、压力容器的结构
其功能主要是固定和包容堆芯及堆内构件，使核燃料的裂变反应限制在一个密封的容器内进行，它和一回路管道共同组成高压冷却剂的压力边界，是防止放射性物质外逸的第二道屏障之一。反应堆压力容器及其内部的堆内构件均是由大型锻件组装而成。压力容器大锻件主要由封头类、筒体类、法兰类及接管类锻件组成。其中堆芯区（筒身段、过渡段、接管段）锻件在服役期将受到来自堆芯的中子轰击而引起辐照脆化。


2、压力容器大锻件的制造
(1) 材料
压力容器大锻件所用材料为低合金钢（对应ASME标准为SA508 Gr.3 Cl.1，RCC-M标准为16MND5），由于压力容器在整个核电站的运行过程中起着极为重要的作用，因此压力容器用钢对化
学成分有着严格的要求。
主要元素的影响及要求如下：
C：保证强度满足规范要求的主要元素。C含量低则强度难以满足要求，C含量高则会降低钢的可焊接性，同时提高辐照脆化性。因此C 含量最好控制在0.18%左右。
Mn：除了起强化基体作用外，还能有效地提高钢的淬透性，Mn应控制在1.40%的范围内。
Ni：明显增加钢的低温韧性，是保证厚截面钢淬透性所必需的元素，但试验证明较高的Ni提高辐照脆化性。因此Ni含量应在保证低温韧性达到要求的情况下尽量控制在规格下限。
Mo：可以提高耐热性和减少回火脆性。在实际生产中一般把Mo控制在0.50%左右。
Si：为强化元素，但较高的Si会增加辐照脆化性。因此Si含量控制在规范下限为佳。
V：压力容器钢要求是本质细晶粒钢，加少量的V有细化晶粒作用，可提高强度。但V容易引起焊接热影响脆化，增加钢的“再热裂纹”的敏感性。V含量一般控制在0.05%以下。
Cu、S、P：属于有害元素，其含量越低越好。
As、Sn、Sb：属于残余元素，会增加钢的回火脆性和辐照脆性，因此含量越少越好。
(2) 冶炼
随着锻件尺寸及重量的增大，其锻件所需钢锭的重量也不断变大（如AP1000的一体化顶盖及堆芯区的筒体锻件需要400t等级钢锭）。随着钢锭重量的增加，对多包合浇技术、反偏析补偿技术、夹杂物、气体元素及有害元素控制技术等提出了高的要求，从而加大了冶炼难度。
(3) 锻造
随着锻件尺寸、重量的增加及一体化程度的加强（如一体化顶盖实际上原由顶封头和顶盖法兰两个锻件组成，现已改为整体锻造成型），这就对锻造成型控制、工装辅具设计及制造、硬件设施（压机、操作机、行车等）的极限能力均提出了新的挑战，锻造难度明显增加。
(4) 热处理
随着核电站安全等级及运行年限的提高，对锻件的各项性能考核指标也提出了更高的要求（如AP1000堆芯区筒体的无塑性转变温度NDTT已提高至-23.3℃不断裂）。但锻件尺寸尤其是壁厚的增加，恶化了热处理条件，限制了锻件性能的提高，这就对热处理技术提出了更为严格的要求。如性能热处理炉温度场的均匀性及温控精度的控制，强化淬火水槽循环条件及水温控制措施，这对锻件最终性能都会有显著的影响。

综上所述，冶炼、锻造和热处理是压力容器大锻件成功制造的三个关键环节，各环节相互影响、相互制约，任一环节出现问题均会有可能造成锻件最终报废。要想有效提高锻件的合格率，需严格控制每一个工序。
3、堆内构件大锻件
堆内构件大锻件主要由板类件和环类件组成。其功能主要是支承和固定堆芯组件；驱动线对中，控制棒运动导向；冷却剂通道，流量分配，减少无效流量；为压力容器提供热屏蔽，减少中子γ射线照射；为堆内测量提供安装和固定条件；为压力容器用材辐照监督试验提供存放试样场所。

堆内构件大锻件所用材料为奥氏体不锈钢和马氏体不锈钢（奥氏体不锈钢对应ASME标准为SA-336 F304，RCC-M标准为Z2CN19-10.NS和Z3CN18-10.NS；马氏体不锈钢对应ASME标准为SA-182 F6a，RCC-M标准为Z12CN13）。
相对于压力容器大锻件，堆内构件锻件整体较小（钢锭重量不超过100t），但由于不锈钢自身的特点，其制造也有独特之处。
(1) 对于奥氏体不锈钢而言，由于C含量比较低， 为确保抗拉强度， 需对其余强化元素（Mn、Ni、Cr、Si等）进行严格控制；同时由于制造过程中易产生混晶和锻造裂纹的现象，需在锻
造时正确掌握清理裂纹的时机，并对最后两火次的变形量及变形均匀程度进行严格控制。
(2) 对于马氏体不锈钢而言，由于抗拉强度及冲击韧性均要求较高，为兼顾两者性能，一方面需对化学成分进行优化配比（如C、Mn、Ni等） ， 另一方面需依据化学成分中强化元素（C、Mn、Mo、Si等）的含量确定回火温度及回火保温时间。
堆内构件大锻件目前仅在上海重型机器厂有限公司实现了国产化，采用的是上重独有的大型电渣重熔冶炼技术，相对于双真空钢锭，上重自主开发的电渣重熔专利技术在合金成分控制上有得天独厚的优势，能获得较双真空钢锭组织更致密、成分更均匀的优质钢锭，为堆内构件不锈钢锻件的后续制造提供了优异的基础。

三、蒸汽发生器
蒸汽发生器的主要功能是作为热交换设备将一回路冷却剂中的热量传给二回路给水，使其产生饱和蒸汽供给二回路动力装置。其作用是在一、二回路之间构成防止放射性外泄的第二道防护屏障。
蒸汽发生器大锻件所用材料为低合金钢（对应ASME标准为SA508 Gr.3 Cl.2，RCC-M标准18MND5）。相对于压力容器大锻件所用材料，两者成分要求基本一致，只是在性能考核上有所区别（如AP1000项目中压力容器强度考核指标为550~725MPa，蒸汽发生器强度考核指标为620~795MPa），这就需要在设计蒸汽发生器化学
成份内控成份时，适当提高强化元素的含量（主要是C、Mn元素）。
蒸汽发生器大锻件主要由封头类、筒体类及管板组成。相对于压力容器大锻件而言（管板锻件除外），其壁厚均较薄，淬透性较好，较易获得比较好的低温冲击韧性和强度。其锻件制造难度主要集中在锥形筒体、管板及水室封头三种锻件上。

1、管板
由于管板锻件属于特厚件（如AP1000的管板最大热处理壁厚超过1000mm），淬透性很差，需尽量提高热处理时的水冷强度。同时由于为实心件，为保证内部无超标缺陷，需在冶炼时严格控
制夹杂物，并在锻造时采取多项工艺手段确保中心压实。

2、锥形筒体
由于锥形筒体锻件为异形件（两端为直段、中间为斜段），造成锻造成形的难度非常大，需设计两套复杂的锻造工装进行制造。同时，如何实现精细的控制锻造过程中也是保证锥形筒体锻造成功成形的重要因素。



3、水室封头
由于水室封头为带支管的封头类锻件（AP1000项目水室封头有5个支管），形状非常复杂，目前的国内外该锻件制造方案均为整体加工成形，这就造成了钢锭利用率非常低（钢锭重量近
400t，交货重量为38t，利用率不到10%）。前期制造工艺与管板类似，锻造完成后的机加工是另一个主要制造难度。由于形状复杂，水室封头加工至少需要8个月左右时间，造成锻件交货周期非常长。

四、稳压器
稳压器的主要功能是通过波动管将稳压器底部（液态区）与RCP一条环路热管段相连通，通过汽相、液相的平衡状态及平衡的改变，达到新的平衡。并通过水、汽密度的不同，容积空间、体积变化，导致压力变化。
稳压器大锻件所用材料和考核指标与蒸汽发生器一致，外型尺寸和结构较蒸汽发生器简单，其制造难度也简单些。

五、主管道
主管道是核电站十大主设备之一，是核电站核反应堆一回路的主要部件。它将核反应堆压力容器、蒸发器主泵连接起来组成一个环形回路。核反应堆压力容器产生的热量由介质通过主管道热段传递给蒸发器。冷却后的介质再经过主管道冷段由主泵送回核反应堆压力容器中，形成一个环形的一回路热交换系统。主管道是由冷段、热段、过度段三部分组成，有直管和弯管之分。
作为一回路压力边界，处于高温、高压、高流速，强放射性介质条件下工作，承受瞬态工况，事故工况变载荷叠加条件。一旦管道发生泄露或破坏事故，造成的危害将是不堪设想的。因此确保其安全性是核电设计、制造、运行中必须予以特别重视的。
故要求具有良好机械性能，强抗腐蚀性能，良好工艺性能，良好塑性和断裂韧性。



过去压水堆核电站主管道为铸造，第三代AP1000核电设备的使用寿命为60年。设计思路是确保安全，防止材料的老化，要求核电设备尽量减少焊缝的数量，安全等级为最高的一级。因而将主
管道由过去的铸造成型改为整体锻造成型。
主管道所用材料为奥氏体不锈钢（对应ASME标准为SA-376 TP316LN）。其中带一体化接管嘴的热段是制造难度最大的锻件。
(1) 锻造：对于主管道用钢为奥氏体不锈钢，在锻造过程中极易产生锻造裂纹，裂纹清理的及时性及方法是主管道在锻造过程中需特别注意的问题。此外，对于带一体化接管嘴的热段，由于其外形的特殊性（两个接管不在一条轴线上），需进行偏心锻造，这就对锻造时的精确控制及操作性有了更为严格的要求。同时，由于对主管道直段及接管处有晶粒度的要求。

(2) 弯形：由于主管道的尺寸精度及弯管处椭
圆度的要求较高，弯型需要设计专用模具，并辅以
特殊的弯型工艺。



六、主泵
主泵（见图9）用于驱动冷却剂在RCP系统内循环流动，连续不断地把堆芯中产生的热量传递给蒸发器二次侧给水。主泵确保有适当流量流经堆芯，冷却堆芯。
目前主泵主要由不锈钢铸件制成。同主管道一样，为进一步提高其核电厂的安全性及使用寿命，设计方已开始考虑用锻件代替铸件。

七、汽轮机、发电机转子
汽轮发电机机组是二回路系统的主要设备。
它由饱和汽轮机、发电机、冷凝器和中间汽水分离加热器组成。汽轮机是单轴、四缸六排汽、冷凝式饱和蒸汽轮机。在汽轮机高压缸和低压缸之间，设有两个汽水分离再热器，对蒸汽进行中间除湿和加热。发电机为氢、水冷却，无刷励磁的三相交流发电机。机组转速为1500 r/min。冷凝器的循环冷却水采用海水，因此冷凝器的传热管及管板的材料都采用钛合金。
汽轮机和发电机转子大锻件由于其内在质量要求（探伤要求）较核岛主设备大锻件还要高。



(1) 冶炼
大型核电转子需要纯净度要求极高的300t级及以上的双真空高合金钢钢锭，其中1000MW级核电大型低压转子需要的双真空钢锭更是重达600t。超大型钢锭的冶炼、浇注技术对各锻件制造企业的设备极限能力、技术水平提出了极高的要求。同时为满足性能的均匀性要求，需严格控制成分偏析，保证其成份分布均匀。
(2) 锻造
超大型钢锭内部不可避免的存在严重的疏松、气孔等铸造缺陷。为破碎钢锭的铸态组织，焊合钢锭内部的疏松气孔等缺陷，获得均匀和密实金属组织满足转子严格的内部质量要求，在锻造中
往往采取多次墩粗、WHF、JTS等一系列复杂的锻造工艺方法。