中國核電鍛件的現(xiàn)狀及未來發(fā)展設想

王寶忠

(上海電機學院 大型鑄鍛件制造技術(shù)協(xié)同創(chuàng)新中心, 上海 201306)

中國核電鍛件的現(xiàn)狀及未來發(fā)展設想

王寶忠

(上海電機學院 大型鑄鍛件制造技術(shù)協(xié)同創(chuàng)新中心, 上海 201306)

進入21世紀以來，在核電裝備高速發(fā)展的驅(qū)動下，中國核電鍛件在近乎“一窮二白”的基礎上，經(jīng)過近10年的自主研發(fā)，不僅全面實現(xiàn)了國產(chǎn)化，而且部分制造技術(shù)躍居國際領(lǐng)先水平。隨著全球經(jīng)濟進入新常態(tài)，受鍛件制造企業(yè)產(chǎn)能嚴重過剩、效益持續(xù)下滑、成本壓力過大、原材料質(zhì)量較差等因素制約，核電鍛件質(zhì)量出現(xiàn)了較大的波動。為了實現(xiàn)核電裝備“走出去”的發(fā)展戰(zhàn)略，在總結(jié)成績與分析問題的基礎上，對核電鍛件未來的發(fā)展提出了相關(guān)建議。

核電鍛件； 近凈成形； 特殊性能

核電是目前唯一可以大規(guī)模利用的高效、清潔、非化石能源。實踐證明，沒有核電鍛件，就無法掌握發(fā)展核電鍛件的主動權(quán)[1-3]。21世紀初，原國務院副總理曾培炎說：我國核電設備關(guān)鍵大型鑄鍛件“依賴進口供貨，國產(chǎn)件能力、質(zhì)量難以滿足要求，已成為重大裝備制造業(yè)發(fā)展的瓶頸，并受制于人”?！霸诘谌穗娂夹g(shù)引進中，外方就是不同意轉(zhuǎn)讓大型鍛件制造技術(shù)，大型鍛件制造技術(shù)已成為我國發(fā)展重大裝備工業(yè)的瓶頸之一”[4]。實現(xiàn)核電鍛件自主制造，對擺脫受制于人的局面，實現(xiàn)國家能源發(fā)展戰(zhàn)略極為重要。由中國第一重型機械集團公司(China First Heavy Industries, CFHI,簡稱“中國一重”)牽頭，聯(lián)合國內(nèi)優(yōu)勢企業(yè)及院所，承擔了國家“十一·五”科技支撐計劃及大型先進壓水堆核電重大專項等研制課題，通過協(xié)同創(chuàng)新，從基礎材料研究入手，以數(shù)值模擬、物理模擬、比例試驗為手段；以國家重大工程為依托，開展了一系列試驗研究、工程化及產(chǎn)業(yè)化攻關(guān)與試制工作。經(jīng)過近10年的不懈努力，為核電裝備自主化提供了數(shù)千件核電鍛件；超大型鍛件一體化、近凈成形等核電鍛件制造技術(shù)處于國際領(lǐng)先水平。然而，受產(chǎn)能嚴重過剩導致的價格惡性競爭引發(fā)的鍛件供應商效益下滑、基礎相對薄弱又難以持續(xù)投入研發(fā)等因素影響，核電鍛件的質(zhì)量波動較大[5]。核電鍛件的現(xiàn)狀其成績“可圈可點”、問題“俯拾皆是”。核電鍛件今后如何發(fā)展是擺在材料工作者面前急需研究的新課題。

1 已發(fā)明的具有國際領(lǐng)先水平的制造技術(shù)

1.1 超純凈鋼錠的冶煉及鑄錠

發(fā)明的低Si控Al鋼的冶煉技術(shù)[6]，解決了鋼錠越大偏析越嚴重的世界性難題。用此技術(shù)生產(chǎn)的CAP1400壓力容器一體化頂蓋的化學成分非常均勻，避免了核電站原子能反應堆(Evolutionary Power Reactors, EPR)壓力容器頂蓋封頭因C(碳)嚴重偏析導致焊接驅(qū)動管座時出現(xiàn)裂紋的現(xiàn)象。

發(fā)明的新型中間包和長水口保護澆注技術(shù)，解決了超大型鋼錠純凈性差的世界性難題，研制出了世界最大的715t鋼錠(見表1)。用此技術(shù)已生產(chǎn)出百余只核電鍛件所需的超大型鋼錠，生產(chǎn)的10余只核電常規(guī)島整鍛低壓轉(zhuǎn)子鍛件[7]經(jīng)超聲波檢驗(Ultrasonic Test, UT)100%合格。

表1 世界主要鍛件供應商最大鋼錠制造能力對比表

1.2 超大型核電鍛件一體化

目前,世界上應用最廣范的壓水堆核電反應堆壓力容器鍛件的發(fā)展趨勢是大型化及一體化(見圖1)。為了順應和引領(lǐng)這一趨勢，中國一重超越了美國西屋公司,為避開在役檢測,而將AP1000RPV頂蓋上的8個堆芯測量接管設計成堆焊結(jié)構(gòu)(見圖1(c)、(d))的技術(shù)壁壘，發(fā)明了“反向預成形”及“局部與整體胎模組合”鍛造技術(shù)，首創(chuàng)出厚壁法蘭、堆芯測量接管管座與球形封頭3件合1的一體化整體頂蓋鍛件[8](見圖1(e))；突破了過渡段與下封頭分體鍛造然后焊接在一起的傳統(tǒng)制造方式，發(fā)明了“漸變拉深鍛造技術(shù)”，實現(xiàn)了一體化大深度盲端封頭的高均勻性成形(見圖1(h))，取消了環(huán)焊縫，提高了設備的安全性及縮短了在役檢測時間[9]。

圖1 壓力容器鍛件的一體化Fig.1 Integral forgings for pressure vessels

1.3 超大、異形鍛件近凈成形

中國一重發(fā)明的“模具內(nèi)分步旋轉(zhuǎn)鍛造技術(shù)”，用萬噸自由鍛造壓力機實現(xiàn)了需要10幾萬t模鍛壓力機才能完成的AP/CAP整體水室封頭仿形鍛造[10]，與半自由鍛造相比節(jié)約材料30%以上(見圖2)。德國的Saarschmiede也對同類鍛件仿形鍛造進行了深入研究[9]。

圖2 仿形鍛造水室封頭與半自由鍛造Fig.2 Comparison between contour forgings and semi-free forging for water chamber head

在研制出空心主管道鍛件[12]的基礎上，獨創(chuàng)了空心不銹鋼主管道“保溫鍛造”、“差溫鍛造”及“局部擠壓成形”的組合鍛造技術(shù)，發(fā)明了“帶超長非對稱管嘴的不銹鋼主管道空心鍛件整體仿形鍛造”技術(shù)[13]。不僅鍛件晶粒度≥4級，而且節(jié)約材料30%以上(見圖3)。

同時，獨創(chuàng)了“壓擠組合的特殊鍛造技術(shù)”，迫使難變形區(qū)金屬局部移動，實現(xiàn)了巨型管板鍛件三向壓應力鍛造，確保了管板鍛件內(nèi)部組織致密，提高了材料利用率20%以上(見圖4)，縮短了加工周期30多天，而國內(nèi)外其他企業(yè)只能采用自由鍛造的方法生產(chǎn)管板鍛件。

在研制出仿形鍛造接管段鍛件[14]基礎上，發(fā)明了“雙端不對稱變截面筒體鍛件同步壓下成形”鍛造技術(shù)，實現(xiàn)了超大、異形壓力容器接管段和蒸汽發(fā)生器錐形筒體鍛件的近凈成形(見圖5)。

圖3 CAP1400主管道熱段A空心仿形鍛造鍛件Fig.3 Forging of hot section A in the CAP1400 main pipe system

圖4 胎模鍛造管板與自由鍛造Fig.4 Comparison between die forging and free forging for tube plates

圖5 接管段與錐形筒體鍛件近凈成形鍛造Fig.5 Near-net forming of nozzle shell and cone-shaped cylinder

2 存在的問題與不足

(1) 鍛件(鋼錠)的純凈性差。受技術(shù)成熟度較差、原材料質(zhì)量波動、操作不規(guī)范等因素影響，中國一重核電核島主設備超大型鍛件的核電大鍛件成品率由2014年的98%下滑至85%左右(見圖6)。

圖6 中國一重核電核島主設備超大型鍛件的質(zhì)量統(tǒng)計Fig.6 Quality statistics of super heavy forgings for nuclear power nuclear island main equipment made by CFHI company

圖7所示的華龍一號接管段，是在連續(xù)生產(chǎn)出7件同規(guī)格合格產(chǎn)品后接連出現(xiàn)UT檢驗報廢的鍛件之一。其根本原因是所使用的耐火材料及造渣材料質(zhì)量嚴重下滑。

圖7 華龍一號接管段缺陷Fig.7 Defects of nozzle shell forging for HPR1000

(2) 鍛造技術(shù)研究與應用不夠深入。鍛件外表的成形已從自由鍛造向仿形鍛造和近凈成形發(fā)展，部分技術(shù)國際領(lǐng)先。但鍛件內(nèi)在的再結(jié)晶、應力狀態(tài)等研究與應用不夠深入。日本制鋼所JSW在EPR接管段鍛造、英國Sheffield在水室封頭管咀翻邊[15]等對改善鍛件應力狀態(tài)發(fā)面做了很好的研究。為了滿足主管道無損檢測要求，鍛件供應商在動、靜態(tài)再結(jié)晶方面做了很多工作，但對于變形抗力非常大的奧氏體不銹鋼的應力狀態(tài)對性能的影響研究不夠。

(3) 特殊性能指標較差。受原材料質(zhì)量及制造技術(shù)等影響，國內(nèi)部分壓力容器鍛件材料輻照性能、蒸汽發(fā)生器鍛件材料斷裂韌性及主管道鍛件材料腐蝕疲勞性能與國外先進水平相比還有差距。

(4) 新材料有待開發(fā)。隨著核電裝備的大型化，大鍛件截面不斷增加。實踐證明，常用的 508Ⅲ 滿足技術(shù)條件的最大截面不足600mm，對于壁厚800～900mm的管板鍛件，心部難以達到標準要求。對于超大截面的鍛件，需要開發(fā)508Ⅳ材料。此外，主泵的機殼、法蘭等選用508Ⅰ材料，碳當量較低，但要求高強度、高韌性，需要進行深入研究。

3 未來發(fā)展建議

(1) 從“knom-how”到“know-why”，夯實理論基礎、掌握核心技術(shù)。目前雖然在大鍛件綠色制造發(fā)明方面取得了一些成績，但沒有能很好地傳承，究其原因是理論基礎薄弱和人才短缺。有些技術(shù)雖知其然，但不知其所以然。只有將實踐經(jīng)驗上升到理論，才能真正掌握核心技術(shù)。

(2) 深入開展核電大鍛件綠色制造(一體化、近凈成形)研究工作。一體化頂蓋和一體化底封頭對提高產(chǎn)品質(zhì)量、降低制造成本、縮短設備制造周期方面取得了非常好的效果，但大型先進壓水堆核電鍛件的綠色制造技術(shù)遠無止境。國外在用環(huán)焊縫代替壓力容器接管段馬鞍形焊縫方面開展了很多研究工作[16]，取得了良好的效果。國內(nèi)目前正在開展無焊縫的一體化接管段的研制工作(見圖8)，這種需要用700～800t鋼錠才能制造出的超大、異形鍛件一旦研制成功，將是核電裝備制造的創(chuàng)舉。屆時，核電反應堆壓力容器只剩下2條環(huán)焊縫，不僅大幅度提高核電設備的安全性，而且因極大地縮短了設備的在役檢測時間，可進一步延長設備的使用壽命，一臺MW核電機組在服役期間可為電廠增加收入50多億元。

圖8 CAP1400壓力容器一體化接管段鍛件數(shù)值模擬Fig.8 Numerical simulation of nozzle shell forging of the CAP1400 pressure vessel

對于異形封頭、泵殼、主管道等鍛件進行鍛造與擠壓相結(jié)合，可以進一步提高材料利用率。國內(nèi)已開展的AP1000主管道冷、熱段1∶3比例試驗及泵殼1∶10比例試驗鍛件(見圖9)，期待著盡快研制出1∶1鍛件并實現(xiàn)產(chǎn)業(yè)化。

(3) 深入挖掘材料潛力、滿足核電鍛件特殊性能要求。核電大鍛件不僅需要滿足標準及采購技術(shù)條件規(guī)定的常規(guī)檢驗要求，而且需要滿足在高溫、高壓、輻照、腐蝕等環(huán)境下長期服役的特殊性能要求。因此，非常有必要從冶煉、鑄錠、鍛造及熱處理全過程深入挖掘材料潛力。此項工作需要產(chǎn)學研聯(lián)合開展深入研究。

圖9 異形鍛件擠壓成形比例試驗Fig.9 Scaling tests of extrusion forming for complicated forgings

(4) 編制國內(nèi)采用、國外認可的核電鍛件標準，為“走出去”奠定基礎。幾十年的實踐經(jīng)驗教訓告誡我們，沒有標準就沒有話語權(quán)，沒有自主化的標準是無法真正實現(xiàn)核電裝備“走出去”的戰(zhàn)略。衷心期盼通過整合資源、“編”“制”結(jié)合、腳踏實地，編制出具有完全自主知識產(chǎn)權(quán)的核電標準，實現(xiàn)從核電大國到核電強國的夢想。

[1] 李向.核電大型鍛件技術(shù)特點及現(xiàn)狀[J].裝備機械，2010(4)：53-58.

[2] 呂奎明，李家駒，張文輝.超大型筒形鍛件制造技術(shù)的發(fā)展現(xiàn)狀[J].大型鑄鍛件，2016(1)：35-37.

[3] 任運來，牛龍江，曹峰華，等.多向模鍛工藝與設備的發(fā)展[J].上海電機學院學報，2014，17(3)：125-131.

[4] 李明.中國一重靠硬實力鍛造“國家名片”[N].黑龍江日報，2016-11-07(03).

[5] 任運來，牛龍江，陳志英，等.鍛件內(nèi)部脆性夾雜物邊界裂紋鍛合的應力條件[J].機械工程學報，2014(22)：84-89.

[6] 中國第一重型機械股份公司.一種低硅控鋁鋼冶煉澆注方法：ZL201210565365.X[P/OL].2013-03-13[2016-01-13].http：∥www.pss-system.gov.cn/sipopublicsearch/patentsearch/showViewList-jumpToView.shtml.

[7] WANG Baozhong, GAO Jianjun, CAO Zhiyuan. Development of mono-block LP rotor for nuclear power conventional island[C]∥18th International Forgemasters Meeting. Pittsburgh：Vyshneve Casting and Forging Plant PJSC，2011：215-218.

[8] 中國第一重型機械股份公司.核反應堆一體化下封頭整體仿形鍛造方法：CN201410561015.5[P/OL].2015-01-07[2016-01-13].http：∥d.wanfangdata.com.cn/Patent/CN201410561015.5/.

[9] WANG Baozhong, LIU Kaiquan, LIU Ying, et al. Development of mono-block forging for CAP1400 reactor pressure vessel[C]∥19th International Forgemasters Meeting.Japan：Steel Castings and Forgings Association of Japan,2014：391-396.

[10] 中國第一重型機械股份公司.核反應堆壓力容器一體化底封頭的近凈成形鍛造方法：CN201310496388.4[P/OL].2015-04-29[2016-04-27].http：∥d.wanfang-data.com.cn/Patent/CN201310496388.4/.

[11] TERHAARI J, JAROLIMECKI J, POPPENHAGERI J, et al. Heavy forging for the nuclear primary loop in SA-508Gr.3 Cl.2-development and manufacture at saarschmiede[C]∥19th International Forgemasters Meeting.Japan：Steel Castings and Forgings Association of Japan,2014：370-375.

[12] WANG Baozhong, GUO Yi, ZHANG Wenhui, et al. Development of mono-block forged main coolant piping for AP1000[C]∥18th International Forgemasters Meeting. Pittsburgh：Vyshneve Casting and Forging Plant PJSC，2011：258-262.

[13] 中國第一重型機械股份公司.一種帶超長非對稱管咀的主管道空心鍛件仿形鍛造方法：CN201510597252.1[P/OL].2015-11-11[2016-04-27].http：∥d.wanfang-data.com.cn/Patent/CN201510597252.1/.

[14] WANG Baozhong, JIANG Ping, QU Zaiwen, et al. Manufacturing of nozzle shell with integral flange for nuclear reactor pressure vessel[C]∥17th International Forgemasters Meeting. Santander：Sidenor’s Organizing Committee，2008：426-430.

[15] TOULZE M, TALAMANTES J, KEARNEY M, et al. The extrusion of integral nozzles in large pressure vessel forgings[C]∥19th International Forgemasters Meeting. Japan：Steel Castings and Forgings Association of Japan,2014：381-385.

[16] BERGER T, MURAI E, KURIHARA I, et al. Manufacturing of nozzle shell with integral flange for EPR reactor pressure vessel and its properties[C]∥16th International Forgemasters Meeting. Sheffield：The Institude of Materials and Mining，2006：445-454.

王寶忠(1956-)，男，黑龍江勃利縣人，工學博士，研究員級高級工程師，博士研究生兼職導師。原中國第一重型機械股份公司副總裁，目前受聘為國家核安全局環(huán)境保護部第2屆核安全與環(huán)境專家委員會委員、國家能源行業(yè)核電標準化技術(shù)委員會(NEA/TC2)委員，現(xiàn)任上海市大型鑄鍛件制造技術(shù)協(xié)同創(chuàng)新中心特聘研究員。從事熱加工研究及工程應用40余載，在大型鑄鍛件的研發(fā)、制造與管理領(lǐng)域獲得顯著成果，獲得國家科技進步二等獎等國家和省部級科技獎項7項。

Present Status and Development Trend of Manufacturing Technologyof China’s Nuclear Power Forgings

WANG Baozhong

(Shanghai Collaborative Innovation Center of Manufacturing Technology for Heavy Casting and Forging, Shanghai Dianji University, Shanghai 201306, China)

Since the beginning of this century, with the rapid development of nuclear power, China’s nuclear power forgings are fully localized, and some manufacturing techniques have reached advanced international levels. In a new era of the global economy, quality of nuclear power forgings fluctuates due to various factors, including over-capacity, continuous decline of profits, pressure of rising costs, and low quality of raw materials. To realize thegoing-outstrategy of nuclear power equipment, the present status of manufacturing technology of China's nuclear power forgings is reviewed and analyzed. Some suggestions are presented for the future development.

nuclear power forgings; near-net forming; special property

2016-11-01

上海市2011協(xié)同創(chuàng)新中心資助(ZF1225)

王寶忠(1956-)，男，研究員級高級工程師，博士，主要研究方向為熱加工，E-mail：wang.bz@cfhi.com

2095-0020(2016)06-0311-07

TG 316； TL 413.1

A