壓水堆核電站反應(yīng)堆壓力容器材料概述

1、壓水堆核電站反應(yīng)堆壓力容器材料概述李承亮,張明乾(深圳中廣核工程設(shè)計(jì)有限公司上海分公司,上海200030摘要反應(yīng)堆壓力容器是核電站重要部件之一,綜述了反應(yīng)堆壓力容器材料的發(fā)展歷程、性能要求、在役輻照脆化、制造現(xiàn)狀等,指出A5082鋼具有優(yōu)良的焊接性、較高的淬透性和抗中子輻照脆化性,并具有良好的低溫沖擊韌性和較低的無(wú)延性轉(zhuǎn)變溫度等優(yōu)點(diǎn)。分析了該鋼的化學(xué)成分、制造工藝與性能之間的關(guān)系,對(duì)反應(yīng)堆壓力容器材料國(guó)產(chǎn)化的實(shí)現(xiàn)與未來(lái)發(fā)展方向的指引有一定的參考作用。關(guān)鍵詞壓水堆核電站反應(yīng)堆壓力容器材料輻照脆化Overview of Reactor Pressure Vessel Steel in PWR Nu

2、clear Power Plant sL I Chengliang ,ZHAN G Mingqian(Shanghai Branch ,China Nuclear Power Design Company Ltd.(Shenzhen ,Shanghai 200030Abstract Reactor pressure vessel is one of the key components to PWR nuclear power plants.The development of reactor pressure vessel steel and its performance requirem

3、ents ,in 2service irradiation embrittlement ,and manufactur 2ing status ,etc are summarized.It is demonstrated that A5082steels have advantages such as good weld 2ability ,high hardenability and enhanced resistance to neutron irradiation damage ,as well as excellent low 2temperature impact toughness

4、 and lower transition temperature without ductility.In addition ,the relation of chemical composition and fab 2rication techniques to mechanical properties is also analyzed.This paper will provides an reference for directing the suc 2cess of the localization and f uture development of reactor pressu

5、re vessel steel to some extent.K ey w ords PWR power plant ,reactor pressure vessel ,materials ,irradiation embrittlement李承亮:男,1982年生,助理工程師,碩士,從事核電站核島主設(shè)備材料設(shè)計(jì)、研究以及先進(jìn)核能系統(tǒng)研究等工作E 2mail :licliang 隨著國(guó)家核電中長(zhǎng)期發(fā)展規(guī)劃的頒布,未來(lái)相當(dāng)長(zhǎng)時(shí)間內(nèi)我國(guó)將大力發(fā)展壓水堆核電站。反應(yīng)堆壓力容器是在高溫、高壓流體沖刷和腐蝕,以及強(qiáng)烈的中子輻照等惡劣條件下運(yùn)行的,因此在ASM E 規(guī)范第XI 卷要求,反應(yīng)堆壓力容器應(yīng)采用

6、優(yōu)質(zhì)材料、嚴(yán)格制造、完善的試驗(yàn)和檢查技術(shù),且在服役期間應(yīng)定期地進(jìn)行檢查。SA508系列鋼是隨著反應(yīng)堆壓力容器的大型化和整體化發(fā)展起來(lái)的,適用于制造壓力容器頂蓋、筒體、法蘭、封頭等鍛件,在壓水堆核電站中還應(yīng)用于蒸汽發(fā)生器壓力殼、穩(wěn)壓器壓力殼和主泵壓力殼等部件。1反應(yīng)堆壓力容器結(jié)構(gòu)和作用功率在1000MW 及以上的普通壓水堆核電站反應(yīng)堆壓力容器設(shè)計(jì)壓力高達(dá)17MPa ,設(shè)計(jì)溫度在350左右,直徑近5m ,厚度超過(guò)20cm ,有的單件鑄錠毛重達(dá)500多噸,設(shè)計(jì)壽命至少要求40年。因?yàn)槠潴w積龐大,不可更換,所以壓力容器的壽命決定了核電站的服役年限。壓水堆壓力容器是由反應(yīng)堆容器和頂蓋組成,前者由下法蘭(

7、含接管段、筒體和半球形下封頭組焊而成,頂蓋由半球形上封頭和上法蘭焊接組成(或者為一體化頂蓋。上下法蘭面之間用兩道自緊式空心金屬(高鎳耐蝕合金In 2718或1828鋼“O ”形環(huán)密封。為了避免容器內(nèi)表面和密封面腐蝕,在壓力容器內(nèi)壁堆焊有大于5mm 厚的不銹鋼襯里(過(guò)渡層309L (00Cr23Ni11+308L (00Cr20Ni10。為防止外表面腐蝕,壓力容器外表面通常涂漆保護(hù)。反應(yīng)堆壓力容器的作用是:(1裝載著活性區(qū)及堆內(nèi)所有構(gòu)件,對(duì)堆芯具有輻射屏蔽作用,在頂蓋上安裝著控制棒管座及其驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu),承受很大的機(jī)械和動(dòng)載荷;(2作為承壓邊界,密封高溫高壓含放射性的一回路冷卻劑并維持其壓力,承受動(dòng)載

8、荷和溫度載荷;(3作為第二道屏障,在燃料元件破損后有防止裂變產(chǎn)物外逸的功能。上述因素要求反應(yīng)堆壓力容器材料具備良好的純凈度、致密度、成分和性能均勻性,在中高溫度下具有優(yōu)良的力學(xué)性能(強(qiáng)度、塑性、沖擊韌性、斷裂韌性等、冶金質(zhì)量及良好的耐蝕性、焊接性和抗輻照的性能(中子輻照脆化敏感性低、熱穩(wěn)定性、加工性等。其中,以面對(duì)活性區(qū)的筒體段材料性能要求最高。2反應(yīng)堆壓力容器材料的發(fā)展史壓水堆反應(yīng)堆壓力容器材料一般都是在工程上成熟的材料基礎(chǔ)上改進(jìn)而成的。美國(guó)第一代壓水堆核電站反應(yīng)堆壓力容器材料用的是具有優(yōu)良工藝穩(wěn)定性、焊接性和強(qiáng)度較好的鍋爐鋼A212B (法蘭鍛件為A350L F 3,由于A212B 鋼淬透

9、性和高溫性能較差,第二代改用Mn 2Mo 鋼A302B 1(鍛材為A336,該鋼中的Mn 是強(qiáng)化基體和提高淬透性的元素,它能提高鋼的高溫性能及降低回火脆性。隨著核電站向大型化發(fā)展,壓力容器也隨之增大和增厚,A302B 鋼缺口韌性差的不足就逐漸顯露出來(lái),為保證厚截面鋼的淬透性,使強(qiáng)度與韌性有良好的配合,20世紀(jì)60年代中期又對(duì)A302B鋼添加Ni,改用淬透性和韌性比較好的Mn2Mo2Ni鋼A533B2(鍛材為A5082鋼,并以鋼包精煉、真空澆鑄等先進(jìn)煉鋼技術(shù)提高鋼的純凈度、減少雜質(zhì)偏析,同時(shí)將熱處理由正火+回火處理改為淬火+回火的調(diào)質(zhì)處理,使組織細(xì)化,以獲得強(qiáng)度、塑性和韌性配合良好的綜合性能。與

10、此同時(shí),由于壁厚增加和面對(duì)活性區(qū)的縱向焊縫輻照性能差,所以將壓力容器由板焊接結(jié)構(gòu)改為環(huán)鍛容器,材料采用A5082鋼。它曾盛行一時(shí),但自1970年西歐發(fā)現(xiàn)A5082鋼堆焊層下有再熱裂紋之后3,又發(fā)展了A5082鋼。A5082鋼是在A5082鋼基礎(chǔ)上,通過(guò)減少碳化物元素C、Cr、Mo、V的含量,以減少再熱裂紋敏感性,使基體堆焊不銹鋼襯里后,降低產(chǎn)生再熱裂紋的傾向。為彌補(bǔ)因減少淬透性元素而降低的強(qiáng)度和淬透性,特增加了A5082鋼中的Mn含量4。因錳易增大鋼中偏析,故又降低了磷、硫含量。硅在上述鋼中是非合金化元素,有增加偏析、降低鋼的塑、韌性的傾向,其殘存量以偏低為好。厚截面的A5082鋼淬火后,基體

11、組織是貝氏體,當(dāng)冷卻速度不足時(shí),將出現(xiàn)鐵素體和珠光體,這種組織較貝氏體粗大,對(duì)提高強(qiáng)度和韌性不利,所以反應(yīng)堆壓力容器用鋼要求采用優(yōu)化的調(diào)制熱處理工藝。俄羅斯的反應(yīng)堆應(yīng)力容器用的材料不是Mn2Mo2Ni鋼而是Cr2Mo2V(15X2HMA及Cr2Ni2Mo2V鋼(15X2HMA2A。該鋼已分別用在俄羅斯及東歐的VV ER2440和VV ER21000壓水堆上以及我國(guó)的田灣核電站VV ER21000。Cr2Ni2Mo2V鋼的優(yōu)點(diǎn)是高溫性能和耐蝕性好,輻照效應(yīng)小5,缺點(diǎn)是回火脆性傾向大,焊接性不理想。盡管如此,俄羅斯仍用Cr2Ni2Mo2V 鋼,這是因?yàn)閷?duì)該鋼缺點(diǎn)已有相應(yīng)的改進(jìn)措施,如降低磷、硫及雜

12、質(zhì)含量和改進(jìn)熱處理工藝等。表1壓水堆壓力容器鋼的化學(xué)成分6,7Table1The chemical analyses of reactor pressare vessel steel for PWR6,7材料名稱化學(xué)成分(質(zhì)量分?jǐn)?shù)/%C Si Mn Ni Cr Mo P S Cu V20MnMoNi55德國(guó)A508216MND5法國(guó)A5082日本A508215X2HMA俄羅斯15X2HMA2A3反應(yīng)堆壓力容器材料的安全反應(yīng)堆壓力容器是保證核電站安全和壽命的重要部件,故被定為規(guī)范一級(jí)、安全一級(jí)、質(zhì)保核級(jí)(H級(jí)、抗震類級(jí)的設(shè)備,即在正常、異常、緊急和事故工況下都能保證其可靠性和結(jié)構(gòu)完整性,杜絕發(fā)生

13、容器無(wú)延性斷裂破損和放射性物質(zhì)泄漏等事故。對(duì)于壓水堆核電站壓力容器材料,引起“失效”或“事故”的原因雖然很多,但歸結(jié)起來(lái)是脆性斷裂、腐蝕、蠕變、疲勞或強(qiáng)度破壞等原因。因?yàn)閴毫θ萜鲀?nèi)壁堆焊有不銹鋼襯里和鋼的蠕變溫度(0.4T K(熔點(diǎn)遠(yuǎn)高于運(yùn)行溫度(320,故能防止腐蝕和蠕變的危害。對(duì)于屈服變形、疲勞開裂和強(qiáng)度破壞,因有嚴(yán)格的設(shè)計(jì)要求并規(guī)定必須有應(yīng)力分析和應(yīng)力測(cè)試以及疲勞試驗(yàn),所以通過(guò)計(jì)算可以預(yù)斷和防止這類破壞6-9。脆性斷裂具有斷裂前沒(méi)有塑性變形、無(wú)任何預(yù)兆、在斷裂應(yīng)力低于屈服強(qiáng)度時(shí)裂紋失穩(wěn)后即迅速擴(kuò)展而斷裂等特點(diǎn)。所以脆性斷裂常常是難以預(yù)料的爆發(fā)性突然破壞,后果不堪設(shè)想,尤其是輻照脆化又增大

14、了這種危險(xiǎn)。所以壓力容器的脆性斷裂成為對(duì)反應(yīng)堆安全最大的威脅10-13。從冶金學(xué)觀點(diǎn)考慮,脆性斷裂的根源在于鋼的低溫脆性、氫脆、藍(lán)脆、延遲脆性和高溫脆性等。其中除低溫脆性外,它們都可以通過(guò)熱處理或合金化的方法加以避免,而低溫脆性(又稱冷脆則較難克服,因?yàn)樗求w心結(jié)構(gòu)鋼固有的特征。反應(yīng)堆壓力容器防脆斷的檢測(cè)方法目前主要有兩種:轉(zhuǎn)變溫度法和斷裂力學(xué)法。轉(zhuǎn)變溫度法常用于輻照后即在役期間判斷壓力容器的安危。斷裂力學(xué)法僅在確定運(yùn)行限制曲線和壽命末期或遇到異常情況及缺陷尺寸超過(guò)標(biāo)準(zhǔn)時(shí)用作評(píng)定分析。防止脆性斷裂的根本途徑是提高材料的韌性,即提高材料抗裂紋擴(kuò)展的能力。4反應(yīng)堆壓力容器鋼輻照脆化反應(yīng)堆在運(yùn)行期間

15、,壓力容器鋼強(qiáng)度升高,塑、韌性下降,尤其是屈服強(qiáng)度升高較快和均勻延伸率下降較大,故使材料變脆(稱為輻照脆化。大量研究表明14,反應(yīng)堆壓力容器鋼的主要脆化機(jī)制是輻照產(chǎn)生的穩(wěn)定缺陷團(tuán)、富Cu 沉淀和磷沉淀。穩(wěn)定缺陷團(tuán)隨著注量和磷含量增加及輻照溫度降低而增多,Cu 和Ni 對(duì)其影響較弱,但兩者對(duì)富Cu 沉淀影響較大且在高注量下出現(xiàn)飽和,這些輻照缺陷周圍應(yīng)力場(chǎng)較大,使位錯(cuò)運(yùn)動(dòng)受阻而引起材料硬化和脆化15。壓力容器是決定核電站安全與壽命的重要部件,國(guó)內(nèi)外對(duì)冶金和輻照規(guī)律以及兩者的關(guān)系做了大量研究工作16-18,實(shí)踐經(jīng)驗(yàn)表明19-27,采取下列措施對(duì)提高鋼的韌性和減小輻照效應(yīng)是有利的。(1冶煉前嚴(yán)格控制原

16、料中天然有害雜質(zhì)(痕跡元素Sn 、Sb 、Bi 等和輻照敏感元素(Cu 、P 是減小輻照脆化的主要途徑。(2在澆鑄前和澆鑄時(shí)對(duì)熔融鋼水進(jìn)行真空處理,除去有害的氣體,特別是氫。(3盡量減少氧和氮的含量,以便減少非金屬夾雜物,提高鋼的純潔度,盡量減少鋼中非合金化元素,尤其是硅,在冶煉過(guò)程中用適量鋁脫氧以細(xì)化鋼的晶粒(應(yīng)保證晶粒度細(xì)于5級(jí),但需注意Al/N 比,最好在1.21.8之間。(4大型鋼錠在生產(chǎn)中難以避免元素的偏析和內(nèi)部缺陷的存在,目前采用中間包芯桿吹氬真空澆鑄技術(shù)核冒口加熱劑技術(shù)可控制大鋼錠的成分偏析和提高鋼的純凈度,同時(shí)可使鋼的無(wú)塑性轉(zhuǎn)變參考溫度下降40。(5鎳對(duì)提高鋼的強(qiáng)度、改善鋼的可

17、焊性和降低無(wú)塑性轉(zhuǎn)變溫度都是有益的,但鋼中殘余銅含量較高時(shí),鎳有增強(qiáng)銅對(duì)鋼輻照脆化傾向的有害作用,且鎳含量較高的材料經(jīng)過(guò)輻照后所生成的物質(zhì)放射性比較強(qiáng);另外,在高中子注量時(shí)發(fā)生二階段的n 2反應(yīng),因此鎳的含量不宜過(guò)高,取中上限為佳。(6在滿足強(qiáng)度要求下,碳含量盡量低,取中限較好,因?yàn)樘己吭黾与m顯著提高鋼的強(qiáng)度,但也顯著提高了鋼的無(wú)塑性轉(zhuǎn)變溫度;錳既能提高鋼的強(qiáng)度又能降低鋼的無(wú)塑性轉(zhuǎn)變溫度,所以其含量取中上限較好。(7鍛壓比盡量提高(至少為3,如能達(dá)到等軸晶最好其晶粒微觀組織如圖1所示;優(yōu)化熱處理工藝,奧氏體化溫度不宜過(guò)高,熱處理組織最好是下貝氏體。 圖1A5082鋼貝氏體等軸晶粒微觀組織圖F

18、ig.1The equiaxed grain microstrucrnre of A5082b ainite steel為了防止壓力容器在役期間發(fā)生脆性斷裂,通常在核電站反應(yīng)堆中必須安放輻照脆化隨堆監(jiān)督樣管,以定期檢驗(yàn)調(diào)整參考溫度AR T (是反應(yīng)堆輻照后壓力容器服役時(shí)期的韌性指標(biāo)的變化,并以此不斷修訂開停堆的運(yùn)行限制曲線。5反應(yīng)堆壓力容器未來(lái)發(fā)展對(duì)材料的要求隨著電力需要的不斷增加以及能源結(jié)構(gòu)的優(yōu)化28,我國(guó)大部分省市紛紛提出建造新的核電站,未來(lái)反應(yīng)堆壓力容器發(fā)展呈現(xiàn)以下特征。(1為提高發(fā)電效率而不斷提高單堆機(jī)組輸出功率29,歐洲先進(jìn)壓水堆EPR 核電技術(shù)的單堆電功率達(dá)1550MW ,促使反應(yīng)

19、堆壓力容器向大型化(壓力容器直徑和壁厚增大方向發(fā)展。(2為提高反應(yīng)堆壓力容器的安全性而盡量減少組焊數(shù)量、連接部位的焊縫長(zhǎng)度30,西屋公司的先進(jìn)非能動(dòng)A P1000核電技術(shù)的反應(yīng)堆壓力容器采用上封頭與上法蘭聯(lián)體鑄造技術(shù),從而要求反應(yīng)堆壓力容器向一體化方向發(fā)展。(3為提高核電站的經(jīng)濟(jì)性而要求反應(yīng)堆壓力容器壽命向60年邁進(jìn),美國(guó)的URD 、歐洲的EUR 等均要求反應(yīng)堆壓力容器壽命達(dá)到60年,從而對(duì)壓力容器材料的性能提出了更高要求。上述因素促使反應(yīng)堆壓力容器制造商在材料選擇、冶煉、鑄造、鍛造、熱處理、無(wú)損檢測(cè)、在役輻照監(jiān)督等方面加強(qiáng)研究攻關(guān)以適應(yīng)未來(lái)反應(yīng)堆壓力容器發(fā)展的要求。6反應(yīng)堆壓力容器的制造現(xiàn)狀

20、國(guó)際上反應(yīng)堆壓力容器材料大型鍛件制造商主要有日本制鋼所(J SW 、法國(guó)克魯索、韓國(guó)斗山重工等。其中J SW 整體技術(shù)水平世界領(lǐng)先,2007年產(chǎn)鍛件8.7萬(wàn)噸,它擁有600t 級(jí)鋼錠制造能力,裝備有2臺(tái)300t 煉鋼天車、100t 電渣重熔爐。法國(guó)克魯索公司擁有空心鋼錠制造技術(shù),在筒形鍛件制造上獨(dú)占鰲頭。斗山重工的生產(chǎn)能力世界最大,2007年生產(chǎn)鍛件12萬(wàn)噸31,32。我國(guó)有3大重型機(jī)械廠,都擁有12000t 自由鍛造水壓機(jī),可供生產(chǎn)核電壓力容器大鍛件之用。一重有生產(chǎn)船用小型反應(yīng)堆設(shè)備的經(jīng)驗(yàn),二重有生產(chǎn)高壓容器條件,上重曾為秦山一期核電站生產(chǎn)過(guò)壓力容器鍛件,他們?cè)趧趧?dòng)生產(chǎn)率和技術(shù)水平上與國(guó)外先

21、進(jìn)水平之間差距正在縮小33。7反應(yīng)堆壓力容器材料國(guó)內(nèi)外研究熱點(diǎn)與存在的問(wèn)題目前國(guó)內(nèi)外反應(yīng)堆壓力容器研究熱點(diǎn)主要集中在以下方面。(1由美國(guó)能源部倡導(dǎo)發(fā)起,在第4代核能系統(tǒng)國(guó)際論壇組織下,第4代先進(jìn)核能系統(tǒng)正朝著既定方向研究發(fā)展34,35,其中作為關(guān)鍵技術(shù)之一的反應(yīng)堆壓力容器材料選擇、設(shè)計(jì)、制造等一直都為研究的熱點(diǎn)與焦點(diǎn)。(2隨著20世紀(jì)六七十年代國(guó)外大規(guī)模建造的核電站運(yùn)行時(shí)間接近設(shè)計(jì)壽命,目前急需反應(yīng)堆壓力容器壽期評(píng)估與延壽分析論證,國(guó)外有美國(guó)核管會(huì)、美國(guó)西屋公司等36、國(guó)內(nèi)主要有核工業(yè)728設(shè)計(jì)院、核動(dòng)力設(shè)計(jì)院等37機(jī)構(gòu)開展了這方面的工作,并已取得階段性的研究成果。目前國(guó)內(nèi)反應(yīng)堆壓力容器材料存

22、在的主要問(wèn)題就是材料的制造國(guó)產(chǎn)化,特別是大型鑄鍛件的冶煉、機(jī)械加工方面的國(guó)產(chǎn)化。其中中國(guó)第一重型機(jī)械集團(tuán)近年來(lái)在國(guó)家的大力支持下,實(shí)施鑄鍛鋼基地及大型鑄鍛件自主化改造項(xiàng)目,在能力水平上都瞄準(zhǔn)了世界一流。項(xiàng)目建成后,一重將形成年產(chǎn)鋼水50萬(wàn)噸、鍛件24萬(wàn)噸、鑄鋼件6萬(wàn)噸的生產(chǎn)能力。屆時(shí),可一次提供鋼水700t,澆注最大雙真空鋼錠600t,最大鑄件500t,提供最大鍛件400t。但完全自主化完成反應(yīng)堆壓力容器大鍛件的制造尚有很多技術(shù)難點(diǎn)需要攻關(guān)。8結(jié)束語(yǔ)根據(jù)國(guó)家核電的中長(zhǎng)期發(fā)展規(guī)劃,到2020年我國(guó)將建設(shè)45臺(tái)壓水堆核電機(jī)組,反應(yīng)堆壓力容器將向國(guó)產(chǎn)化、標(biāo)準(zhǔn)化、批量化制造的方向發(fā)展。希望本文對(duì)反應(yīng)堆

23、壓力容器材料國(guó)產(chǎn)化的實(shí)現(xiàn)與未來(lái)發(fā)展方向的指引有一定的參考價(jià)值。參考文獻(xiàn)2卡恩R W,等.材料科學(xué)與技術(shù)叢書:第10B卷(核材料.周邦新,等譯.北京:科學(xué)出版社,1999(1:104Spence J,Nash D H.Milestones in pressure vessel technol2 ogy.Pressure Vessels and Piping,2004,81:895Andreeva M,et al.Overview of plant specific severe accident management strategies for K ozloduy nuclear power

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