第三代壓水堆核電站核島一回路主管道的選材

鄭建能 陳紅宇 司晨亮 余江山

(1.中國第二重型機械集團公司國家能源極端裝備虛擬制造重點實驗室，四川618013；2.中國第二重型機械集團公司大型鑄鍛件研究所，四川618013)

第三代壓水堆技術(shù)主要包括美國西屋公司的AP1000、法國阿?，m和德國西門子聯(lián)合開發(fā)的EPR、俄羅斯原子能公司的AES-2006、國家核電技術(shù)公司的CAP1000/CAP1400以及中核、中廣核開發(fā)的華龍一號。壓水堆核電站核島一回路主管道是連接反應堆壓力容器、蒸汽發(fā)生器和主循環(huán)泵的大型厚壁承壓管道，是核蒸汽供應系統(tǒng)輸出堆芯熱能、形成封閉回路的“大動脈”，是核島一回路的重要壓力邊界，也是保證核安全的關(guān)鍵。

本文根據(jù)壓水堆核電站核島一回路主管道的服役環(huán)境，結(jié)合影響主管道服役質(zhì)量的因素和第三代核電鍛造主管道對材料工藝性能的要求，分析了超低碳控氮奧氏體不銹鋼(316LN和X2CrNiMo18.12)作為第三代壓水堆核電站主管道用材的優(yōu)缺點，為第三代壓水堆核電站核島一回路主管道的設(shè)計、制造、安裝、在役檢查和壽命評估提供參考。

1 壓水堆核電站主管道的服役環(huán)境及主管道用材的開發(fā)

1.1 壓水堆主管道的服役環(huán)境

核電站運行時，核島一回路主管道長期處于高溫、高壓、蒸汽高速沖刷以及酸性介質(zhì)腐蝕的工況，長期受到中子輻照(二代改進型核電機組運行壽命40年，第三代核電機組運行壽命60年)，其中AP1000主管道的運行工況[1]見表1。

表1 AP1000主管道的運行工況Table 1 Operation conditions of AP1000 main piping

主管道運行環(huán)境苛刻，為保證全壽命周期的安全，要求材料能夠耐高溫、耐高壓、耐腐蝕，同時具有優(yōu)良的抗中子輻照脆化能力。根據(jù)已有的主管道失效案例[2]，影響主管道服役質(zhì)量的主要因素包括：

(1)晶間腐蝕和應力腐蝕。第一代、第二代壓水堆主管道大多采用無縫鋼管通過環(huán)焊縫組焊制造。受制于當時大噸位不銹鋼鋼錠冶煉能力和冶煉技術(shù)的局限，無法生產(chǎn)超低碳、長度足夠的大直徑厚壁無縫鋼管，主要采取將短管擠壓成形之后通過焊接連接的方法進行制造。由于當時無縫鋼管焊接方法均為焊條電弧焊，焊接過程熱輸入量較大，焊接熱影響區(qū)和焊縫區(qū)一方面會在480～820℃之間停留，另一方面焊接過程中產(chǎn)生較大的焊接殘余應力，在主管道長期服役過程中，殘余應力和介質(zhì)腐蝕的疊加，容易產(chǎn)生腐蝕失效。

(2)熱老化產(chǎn)生的材料脆化。大量的研究表明，δ鐵素體的調(diào)幅分解是引起主管道熱老化的主要原因，δ鐵素體發(fā)生調(diào)幅分解，形成富鐵的α相和富鉻的α′脆性相。調(diào)幅分解首先在晶界發(fā)生繼而隨著老化時間延長向晶內(nèi)擴展，伴隨調(diào)幅分解的進行，富Cr的α′相、富Ni和Si的G脆性相在鐵素體內(nèi)和位錯線上析出，鐵素體內(nèi)的調(diào)幅分解和G相的析出是熱老化脆化的主要原因[3]。

1.2 壓水堆核電站主管道用材的開發(fā)

壓水堆核電站主管道用材的發(fā)展緊緊圍繞著降低C含量、提高抗晶間腐蝕能力和降低δ鐵素體含量展開。20世紀70年代，法國Framatome針對壓水堆主管道的工況條件，對能夠用于主管道的3種奧氏不銹鋼進行了深入研究。第1種為含Ti奧氏體不銹鋼，是在冶煉無法進一步降低C含量的前提下通過加入Ti固定鋼中的C，從而提高耐晶間腐蝕性能；但該材料焊接性能不好，TiN夾雜也會對后期彎管加工產(chǎn)生不利影響。第2種為304和316奧氏體不銹鋼，304是在1Cr18Ni9基礎(chǔ)上降低C含量，316加入2%的Mo；由于C含量無法降低到0.035%以下，在480～820℃之間長期停留仍有碳化物析出的敏化傾向。第3類為超低碳304L、316L奧氏體不銹鋼，即在304和316基礎(chǔ)上繼續(xù)降低C含量，使得耐晶間腐蝕、焊接性能、加工性能均優(yōu)良，但由于C含量的降低導致強度水平較低，不能滿足設(shè)計強度要求[4]。為此，美國GE于20世紀70年代中期研制出316LN超低碳控氮奧氏體不銹鋼，法國Framatome研制出類似于316LN超低碳控氮奧氏體不銹鋼的X2CrNiMo18.12(控氮)不銹鋼，采用降C增N，使主管道保持較高強度的同時，具有較高的強度和塑韌性、較強的抗晶間腐蝕能力，同時在固溶熱處理后沒有或僅含少量δ鐵素體相。

2 第三代壓水堆主管道對材料工藝性能的要求及超低碳控氮奧氏體不銹鋼的優(yōu)勢分析

2.1 一回路主管道對材料工藝性能的要求

第三代壓水堆一回路主管道均采用直管和彎頭、管嘴與管道整體鍛造結(jié)構(gòu)，尺寸大、結(jié)構(gòu)復雜、性能要求高，材料采用超低碳控氮奧氏體不銹鋼，設(shè)計壽命由二代、二代加的40年提高到60年。要滿足使用壽命60年的要求，主管道材料中必須采用單一組織的超低碳奧氏體不銹鋼，超低碳能夠保證全壽命周期內(nèi)不產(chǎn)生腐蝕失效，單一奧氏體組織能夠保證材料壽命周期內(nèi)不產(chǎn)生嚴重的熱老化。主管道采用整體鍛造結(jié)構(gòu)，能夠最大限度地提高核電站在設(shè)計基準事故乃至超設(shè)計基準事故下的安全性和可靠性，同時減少在役檢查工作量和停堆時間。

第三代壓水堆核島一回路鍛造主管道要能夠達到設(shè)計目標并實現(xiàn)工程應用，材料的工藝性能、工藝技術(shù)和裝備制造能力需滿足以下要求：

(1)100 t級超低碳控氮奧氏體不銹鋼冶煉。第三代壓水堆一回路主管道材料中C含量要求≤0.035%，N含量達到0.10%左右，由于采用整體鍛造結(jié)構(gòu)，制造管坯需要100 t級鋼錠。20世紀70、80年代，隨著冶煉技術(shù)的發(fā)展，大型VOD、AOD冶煉技術(shù)和電渣重熔技術(shù)取得突破，目前已經(jīng)能夠提供100 t級的超低碳控氮奧氏體不銹鋼下注錠和電渣重熔鋼錠，二重能夠提供115 t 316LN超低碳控氮奧氏體不銹鋼下注錠，浙江電渣核材有限公司和上重能夠提供100 t以上的316LN超低碳控氮奧氏體不銹鋼電渣重熔錠，為第三代壓水堆核島一回路鍛造主管道的制造提供了保障。

(2)100 t級超低碳控氮奧氏體不銹鋼鋼錠鍛造。超低碳控氮奧氏體不銹鋼鍛造過程變形抗力大，可鍛溫度范圍窄，裂紋敏感性強，工藝性能差。第三代壓水堆一回路主管道要求晶粒度≥2.0級，要滿足制造整鍛主管道所要求尺寸的鍛坯并滿足晶粒度要求，需要100 MN以上的自由鍛水壓機進行充分鍛透壓實，同時采用特殊的鍛造方法保證最終晶粒尺寸。二重采用160 MN+120 MN自由鍛水壓機配合鍛造已經(jīng)完成124 t、115 t、102 t大型超低碳控氮奧氏體不銹鋼鋼錠的鍛造。

(3)大直徑短半徑異形管道彎曲成形。管道的彎曲成形可以采用冷彎和熱彎，兩種成形方式各有優(yōu)缺點。冷彎的優(yōu)勢在于彎曲過程中便于操作，彎曲過程晶粒不會長大，缺點在于彎曲過程回彈明顯，無法精確控制彎曲角度和彎曲半徑。熱彎的優(yōu)勢在于彎曲過程中材料發(fā)生動態(tài)再結(jié)晶，彎曲成形后回彈小，彎曲半徑和彎曲角度能夠精確控制，缺點是坯料加熱過程中晶粒會長大，對材料的晶粒度產(chǎn)生不利影響，彎曲時操作難度大。二重采用冷彎成形技術(shù)，在小比例件試制、彎曲成形數(shù)值模擬的基礎(chǔ)上，能夠成功彎制AP1000/CAP1400主管道和華龍一號主管道。吉林中意核管道制造有限公司引進意大利IBF熱彎成形技術(shù)并結(jié)合自己的設(shè)備條件，也具備批量彎制AP1000主管道的能力。

表2 第三代壓水堆一回路主管道材料化學成分要求(質(zhì)量分數(shù)，%)Table 2 Chemical composition for the main piping of generation Ⅲ PWR(Mass,%)

(4)奧氏體不銹鋼窄間隙自動焊。奧氏體不銹鋼線膨脹系數(shù)大、導熱性差，在焊接過程局部加熱和冷卻條件下，冷卻過程中容易形成較大的拉應力，容易形成凝固裂紋。由于鋼中沒有δ鐵素體相或僅存在極少量的δ鐵素體相，主管道現(xiàn)場安裝焊接過程產(chǎn)生熱裂紋的風險較大。為解決主管道和安全端組焊過程焊接裂紋的問題，采用小直徑焊絲、小電流的窄間隙焊接方法，降低焊接過程熱輸入量，使裂紋敏感性減弱。中國核工業(yè)第五建設(shè)有限公司通過反復試驗，采用窄間隙自動焊已經(jīng)完成AP1000自主化依托項目4臺機組主管道的安裝。

2.2 超低碳控氮奧氏體不銹鋼作為壓水堆核電站主管道用材的優(yōu)勢分析

316LN超低碳控氮奧氏體不銹鋼和X2CrNiMo18.12(控氮)化學成分相近，同屬316系列奧氏體不銹鋼，化學成分見表2。316LN超低碳控氮奧氏體不銹鋼作為CAP1000/CAP1400的選材、X2CrNiMo18.12(控氮)作為華龍一號的選材，在工藝性能和使用性能方面具有以下突出的優(yōu)勢：

(1)充足的強度和韌性儲備。316LN和X2CrNiMo18.12(控氮)均以Cr、Ni、Mo和N作為主要合金元素，經(jīng)過鍛造和固溶熱處理后，316LN為單一的奧氏體組織，X2CrNiMo18.12(控氮)為單一的奧氏體組織或含少量鐵素體的奧氏體組織。Cr保證了材料的耐腐蝕性，Ni保證材料為奧氏體組織，Mo提高高溫性能且提高抗腐蝕性能，N作為間隙固溶強化元素，彌補了C含量降低帶來的強度損失，同時提高耐點蝕能力。316LN和X2CrNiMo18.12(控氮)鍛態(tài)時由于殘余應力的影響，強度更高。固溶熱處理后強度降低，屈服強度、抗拉強度、延伸率、面縮率均有較大的富裕量，沖擊韌性余量更大，到目前為止，國內(nèi)外企業(yè)還沒有出現(xiàn)強度和韌性不滿足設(shè)計要求的現(xiàn)象。

(2)優(yōu)良的抗晶間腐蝕能力。根據(jù)經(jīng)典的晶間腐蝕理論[5]，碳化鉻的析出是不銹鋼產(chǎn)生晶間腐蝕的主要原因。不銹鋼在敏化區(qū)長時間停留，鋼中的碳會向奧氏體晶界擴散并在晶界處與鉻結(jié)合形成M23C6碳化物，碳化物兩側(cè)出現(xiàn)鉻低于11.4%、厚度約為數(shù)十至數(shù)百納米的貧鉻區(qū)。316LN和X2CrNiMo18.12(控氮)中的C含量≤0.035%，極低的C含量使得M23C6碳化物析出困難，因此，316LN和X2CrNiMo18.12(控氮)無論是在鍛態(tài)、固溶熱處理態(tài)還是冷變形態(tài)，均不會出現(xiàn)晶間腐蝕現(xiàn)象。

圖1 316LN不銹鋼平衡態(tài)Fe-C二元相圖Figure 1 Fe-C binary-component phase diagram of equilibrium phase for 316LN stainless steel

(3)優(yōu)良的抗熱老化能力。圖1是采用Thermo-Calc熱力學計算軟件計算的316LN不銹鋼平衡態(tài)Fe-C二元相圖[6]，從圖1可以看出，316LN不銹鋼不存在δ鐵素體相。在產(chǎn)品制造過程中，即使冶煉過程由于成分的不均勻出現(xiàn)少量鐵素

體，在后續(xù)的鍛造長時加熱和鍛造晶粒破碎過程中，鐵素體也能夠回溶到奧氏體中，因此，固溶狀態(tài)能夠保證沒有δ鐵素體相存在，純奧氏體組織能夠避免長期高溫輻照工況下熱老化情況的發(fā)生。

3 結(jié)論

超低碳控氮奧氏體不銹鋼(316LN和X2CrNiMo18.12)作為第三代壓水堆核電站主管道的材料，在強度、塑性、韌性、抗晶間腐蝕能力、抗熱老化能力方面具有明顯的優(yōu)勢。隨著大型超低碳控氮奧氏體不銹鋼鋼錠冶煉技術(shù)的進步和裝備能力的提高，大型超低碳控氮奧氏體不銹鋼鍛造技術(shù)和大直徑短半徑異形管道彎曲成形技術(shù)的突破，采用整體鍛造結(jié)構(gòu)的第三代壓水堆核電站主管道在工藝性方面已具有可達性，超低碳控氮奧氏體不銹鋼(316LN和X2CrNiMo18.12)成為壓水堆主管道的最佳選材，將會在今后核電建設(shè)過程中得到更加廣泛的應用。

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