核電堆內(nèi)構(gòu)件大鍛件特點及國內(nèi)研制現(xiàn)狀

文/陳永波 張國剛 張智峰 靳海山 上海重型機器廠有限公司（200245）

陳永波（1979年7月～），男，武漢理工大學材料加工工程專業(yè)，碩士?，F(xiàn)為工程師，從事核電站堆內(nèi)構(gòu)件大鍛件的鍛造研究工作

1 前言

堆內(nèi)構(gòu)件是大功率核電站的心臟部件，對保證反應堆壓力容器系統(tǒng)的絕對安全可靠至關(guān)重要，故核電設(shè)計方一般選擇耐腐蝕的Cr18-Ni10系列不銹鋼制造堆內(nèi)構(gòu)件，技術(shù)要求十分苛刻。隨著核電站功率的日益增大（如從二代核電的300MW、600MW增加至三代核電的1250MW），堆內(nèi)構(gòu)件用的不銹鋼鍛件的尺寸、重量增加，性能指標持續(xù)提高，制造亦愈加困難。

上海重型機器廠有限公司（簡稱上重公司）自2006年開始研發(fā)600MW及以上大功率核電堆內(nèi)構(gòu)件大鍛件，目前取得了顯著的進展。

2 堆內(nèi)構(gòu)件

2.1 壓水堆堆內(nèi)構(gòu)件

目前國內(nèi)運行及在建的核電廠主要為壓水堆堆型，包括二代600MW核電、二代改進型1000MW核電和三代AP1000核電。壓水堆核電堆內(nèi)構(gòu)件位于反應堆壓力容器內(nèi), 在高溫、高壓、強輻照下運行, 并且長期承受冷卻流體的沖刷，需要承受高中子注量的輻照和冷卻劑的腐蝕，而且要在高溫、負載工況下保持足夠的強度，服役條件十分惡劣，故采用耐腐蝕的不銹鋼材料制造。

壓水堆堆內(nèi)構(gòu)件功能如下：

(1）支承和互換核燃料組件；

(2）正確引導控制棒進行核反應啟動、停止、功率調(diào)整；

(3）為反應堆溫度測量、中子通亮測量提供正確通道；

(4）建立反應堆合理的水流通道；

(5）為反應堆在事故情況下提供二次安全支撐。

在壓水堆核電站滿功率壽期內(nèi)，堆內(nèi)構(gòu)件必須保持良好的性能, 實現(xiàn)反應堆功能，即使在出現(xiàn)突發(fā)事故情況下，仍能保證反應堆結(jié)構(gòu)的完整性和安全性，不致發(fā)生控制棒組件的運動受阻及壓力邊界處冷卻劑的外逸。因此, 堆內(nèi)構(gòu)件的性能和質(zhì)量將直接關(guān)系著反應堆的運行安全和效率。

2.2 高溫氣冷堆堆內(nèi)構(gòu)件

高溫氣冷堆是國際公認的新型核反應堆，其主要特點是固有安全性能好、熱效率高、系統(tǒng)簡單，是第四代核電6種備選堆型之一。在山東石島灣開工建設(shè)的20MW高溫氣冷堆核電廠將是世界上第一座商業(yè)運行的高溫氣冷堆。

高溫氣冷堆堆內(nèi)構(gòu)件按材料分為陶瓷堆內(nèi)構(gòu)件和金屬堆內(nèi)構(gòu)件。其中金屬高溫堆堆內(nèi)構(gòu)件為直徑超過5440 mm、壁厚40 mm、高度約20 m、質(zhì)量357 t的薄壁筒體結(jié)構(gòu)，密閉安裝在反應堆壓力容器設(shè)備內(nèi)，主要由堆芯殼、上下支撐板、定位板、壓緊板、防旋鍵等部件組成。

金屬堆內(nèi)構(gòu)件的功能包括：

(1）對陶瓷堆內(nèi)構(gòu)件起支承和限位作用，保證堆內(nèi)構(gòu)件的對中要求；

(2）將由堆芯和陶瓷結(jié)構(gòu)來的載荷傳遞給壓力容器；

(3）保證精確定位控制棒孔道、吸收球孔道、燃料球供球管和卸球管、熱氣導管孔道；

(4）起熱屏蔽作用；

(5）堆芯殼的側(cè)壁在停堆過程中起向外傳熱的作用。

高溫堆正常運行時，壓力容器設(shè)備內(nèi)一直充滿氦氣，金屬堆內(nèi)構(gòu)件設(shè)備所承受的溫度在104～321℃之間，事故工況下最高平均壁面溫度可達500℃左右， 因此高溫堆堆內(nèi)構(gòu)件鍛件所采用的材料不同于壓水堆的不銹鋼材料，而是耐高溫的合金鋼12Cr2Mo1。

整個反應堆壽命周期內(nèi)，金屬堆內(nèi)構(gòu)件設(shè)備在任何工況下都必須保證堆芯結(jié)構(gòu)的完整性和不妨礙吸收球停堆系統(tǒng)的功能及余熱導出。

3 鍛件技術(shù)特點及研制情況

3.1 二代改進型1000MW壓水堆核電堆內(nèi)構(gòu)件

圖1 典型的二代加改進型壓水堆堆內(nèi)構(gòu)件

圖2 高溫氣冷堆金屬堆內(nèi)構(gòu)件結(jié)構(gòu)

二代改進型壓水堆核電是目前我國核電建設(shè)的主要堆型之一，采用RCC-M標準（2000版+2002補遺）設(shè)計，功率約為1000MW，設(shè)計壽命40年。典型的二代改進型1000MW壓水堆核電堆內(nèi)構(gòu)件大鍛件包括堆芯支承板、上支承板、出口管嘴、吊籃法蘭、上支承法蘭和壓緊彈簧，其中除壓緊彈簧采用馬氏體不銹鋼Z12CN13制造外，其余均采用超低碳奧氏體不銹鋼Z3CN18-10制造。

堆芯支承板厚度達450mm，重量超過32噸，是二代堆內(nèi)構(gòu)件超低碳奧氏體不銹鋼鍛件中尺寸、重量最大的鍛件，制造難度最高，且根據(jù)RCC-M M140標準，在正式制造堆內(nèi)構(gòu)件鍛件之前，必須對堆芯支承板進行制品評定。此外，作為唯一的馬氏體不銹鋼鍛件，壓緊彈簧也需進行制品評定。下面以下堆芯支承板為例簡單地介紹制造過程。

堆芯支承板鍛件采用60T級大型超低碳奧氏體不銹鋼錠制造，需要滿足要滿足RCC-M規(guī)范和采購技術(shù)規(guī)范提出的力學、金相、晶間腐蝕、無損檢測等性能要求。

3.1.1 電渣重溶

電渣重熔不銹鋼鋼錠具有成分偏析小、鋼水純凈度高、鋼錠致密度高的優(yōu)點，在核電用不銹鋼大鍛件上有成功應用案例，缺點是成本較高。

RCC-M規(guī)范規(guī)定的堆芯支承板鍛件化學成分范圍比較寬，冶煉時要綜合考慮堆內(nèi)構(gòu)件不銹鋼大鍛件的熱加工性能、機械性能、耐蝕性能等要求，選擇、控制鋼的最佳成分。為了保證不銹鋼鍛件在熱變形時有滿意的塑性，必須限制有害及殘余元素（S、P、Pb、Sn、As、Sb）的含量；為了減少不銹鋼腐蝕產(chǎn)物中Co等放射活化對運行、維護人員的危害，堆內(nèi)構(gòu)件不銹鋼一般要求Co ≤ 0.10%。

圖3 在200t電渣重熔爐上進行重熔鑄錠

圖4 60t級電渣重熔鋼錠脫模

3.1.2 鍛造

奧氏體不銹鋼的熱加工變形抗力高, 比一般碳鋼約高1.6～2倍, 且溫度越低, 相差越顯著，因此鍛造溫度范圍很窄。堆芯支承板在鍛造過程中極易產(chǎn)生裂紋，如清理不當，則易產(chǎn)生鍛造缺陷甚至報廢。同時為獲得細化均勻的組織，要保證每火次的鍛造比，特別最后一火次要保證足夠的變形量。

165MN油壓機和350t·m鍛造操作機具有自動化程度高、鍛造精度高的特點，在鍛造過程可快速、準確的完成每一次鍛造操作，有效的保證了堆內(nèi)構(gòu)件不銹鋼鍛件的鍛造質(zhì)量。

3.1.3 固溶處理

固溶處理的溫度, 要選擇得能使碳化物和脆性相在加熱時充分溶解，但也不宜過高，以免因溫度過高引起晶粒粗化和增加晶間腐蝕敏感性；且固溶處理的溫度影響鍛件的機械性能，隨著固溶處理溫度增高, 屈服強度和抗拉強度降低, 延伸率和斷面收縮率增加。因此，為獲得合格的鍛件，必須合理地選擇固溶處理工藝參數(shù)。

上重制造的堆芯支承板、壓緊彈簧評定件的性能優(yōu)異，各項性能指標達到國際先進水平，已成功通過RCC-M制品評定。在通過評定后，1000MW壓水堆核電堆內(nèi)構(gòu)件鍛件在上重已進入批量制造階段，至2011年上半年，累計交貨二十余套堆內(nèi)構(gòu)件，用于遼寧紅沿河、福建寧德、浙江方家山、廣東陽江、廣西防城港等多個在建核電項目。

3.2 AP1000項目堆內(nèi)構(gòu)件

AP1000核電站是美國西屋公司設(shè)計的第三代壓水堆核電站，采用ASME標準設(shè)計，功率約為1250MW，設(shè)計壽命達60年，是我國后續(xù)核電建設(shè)的主力堆型之一。與二代加改進型1000MW壓水堆核電堆內(nèi)構(gòu)件相比，由于功率增大、壽命延長，鍛件化學成分控制更嚴，性能指標要求更高。

AP1000項目堆內(nèi)構(gòu)件大鍛件主要包括下堆芯支撐板、堆芯罩底板、吊籃筒體法蘭、上堆芯板、上部支撐板、上支撐法蘭、吊籃筒體管嘴、下堆芯支撐板通道塞和壓緊彈簧等鍛件，上述鍛件除壓緊彈簧采用馬氏體不銹鋼403修正外，其余為奧氏體不銹鋼F304和F304H。

AP1000壓緊彈簧采用403修正制造，在提出較高的強度要求外，還對低溫韌性有嚴格要求。與二代加核電相比，由于提高低溫韌性的元素Ni含量從約1.5%下降至≤ 0.5%，低溫韌性指標特別是夏比V型沖擊側(cè)向膨脹量的要求難以滿足。目前此難題在國內(nèi)外均未得到有效解決。

上重公司在進行大量工藝試驗的基礎(chǔ)上，現(xiàn)完成AP1000壓緊彈簧鍛件的投料，預計2011年下半年可以完成制造，實現(xiàn)AP1000項目核電堆內(nèi)構(gòu)件成套鍛件國產(chǎn)化的目標。

3.3 高溫氣冷堆堆內(nèi)構(gòu)件

高溫堆堆內(nèi)構(gòu)件主要大鍛件有：上法蘭段、上支承板、監(jiān)督材料、出球連接管和熱氣導管法蘭等鍛件，均采用12Cr2Mo1材料。

由于高溫堆堆內(nèi)構(gòu)件鍛件采用合金鋼12Cr2Mo1制造，采用真空精煉技術(shù)即可滿足冶金質(zhì)量要求，故上重未采用成本高昂的電渣重熔技術(shù)，而是采用真空精煉+真空澆注獲得鍛件所需鋼錠。

高溫堆堆內(nèi)構(gòu)件12Cr2Mo1鍛件的制造難點主要為RTNDT落錘試驗易出現(xiàn)不合格。

12Cr2Mo1材料主要應用于石化行業(yè)設(shè)備，且無RTNDT落錘試驗技術(shù)考核指標。本次應用在高溫堆堆內(nèi)構(gòu)件鍛件上時要求RTNDT≤-25?C。在制造在高溫堆堆內(nèi)構(gòu)件鍛件前，國內(nèi)對于該材料并無相關(guān)RTNDT落錘試驗經(jīng)驗。

在高溫堆堆內(nèi)構(gòu)件鍛件的制造過程中，多個鍛件出現(xiàn)RTNDT落錘試驗不合格。由于不合格鍛件的沖擊韌性往往良好，甚至在-20?C時夏比V型沖擊值依然能達到300J，故焊縫質(zhì)量不穩(wěn)定是造成RTNDT落錘試驗不合格的主要原因。

根據(jù)美國金屬協(xié)會提出的碳當量（Ce）計算公式：

Ce=C+Mn/6+(Cr+Mo+V)/5+(Si+Ni+Cu)/15

12Cr2Mo1材料的Ce在0.9左右，屬于難焊材料，在焊接時必須制定合適的焊接制度并嚴格操作，否則難以保證焊縫力學性能。

上重與上海交通大學合作，對落錘試驗試樣的焊接工藝進行了反復優(yōu)化，制訂了嚴格的焊接操作規(guī)則，最終使RTNDT降低至到-35?C以下，順利地完成了高溫氣冷堆堆內(nèi)構(gòu)件全套產(chǎn)品的生產(chǎn)，為實現(xiàn)為高溫氣冷堆的國產(chǎn)化做出了貢獻。

4 小結(jié)

核電堆內(nèi)構(gòu)件大鍛件在核電站建設(shè)、國防軍工等國家戰(zhàn)略性產(chǎn)業(yè)中具有舉足輕重的地位。國際上僅限于日本、法國、韓國等極少數(shù)國家擁有該鍛件制造能力，且要價高昂且交付期沒有保證，使之需求成為我國核電高速發(fā)展的關(guān)鍵瓶頸之一，直接制約著核電工程的建設(shè)進程。

目前，上海電氣是中國唯一一家核電堆內(nèi)構(gòu)件成套設(shè)備制造商，而上海重型機器廠有限公司作為上海電氣的子公司，承擔了鍛件的制造任務(wù)。1000MW壓水堆核電堆內(nèi)構(gòu)件大鍛件、AP1000項目堆內(nèi)構(gòu)件大鍛件和高溫氣冷堆堆內(nèi)構(gòu)件大鍛件在上重公司研制成功，為上海電氣實現(xiàn)大功率核電堆內(nèi)構(gòu)件成套設(shè)備國產(chǎn)化奠定了基礎(chǔ)，為提升上海電氣甚至中國先進制造業(yè)的技術(shù)水平做出了貢獻。