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压水堆核电站反应堆压力容器材料概述(2)

北极星电力网技术频道    作者:李承亮,张明乾   2012/7/2 13:57:47   

  所属频道:  核电    关键词:  反应堆压力容器 反应堆 压水堆核电站

4 反应堆压力容器钢辐照脆化

反应堆在运行期间 ,压力容器钢强度升高 ,塑 、韧性下降 ,尤 其是屈服强度升高较快和均匀延伸率下降较大 ,故使材料变脆 (称为辐照脆化) 。大量研究表明[ 14 ] ,反应堆压力容器钢的主要 脆化机制是辐照产生的稳定缺陷团 、富 Cu 沉淀和磷沉淀 。稳 定缺陷团随着注量和磷含量增加及辐照温度降低而增多 , Cu 和 Ni 对其影响较弱 ,但两者对富 Cu 沉淀影响较大且在高注量下 出现饱和 ,这些辐照缺陷周围应力场较大 , 使位错运动受阻而 引起材料硬化和脆化[ 15 ] 。

压力容器是决定核电站安全与寿命的重要部件 , 国内外对 冶金和辐照规律以及两者的关系做了大量研究工作[ 16 - 18 ] ,实践 经验表明[ 19 - 27 ] ,采取下列措施对提高钢的韧性和减小辐照效应 是有利的 。

(1) 冶炼前严格控制原料中天 然有害杂质 ( 痕迹元 素 Sn 、Sb 、Bi 等) 和辐照敏感元素 ( Cu 、P) 是减小辐照脆化的主要途径 。

(2) 在浇铸前和浇铸时对熔融钢水进行真空处理 ,除去有害 的气体 ,特别是氢 。

(3) 尽量减少氧和氮的含量 ,以便减少非金属夹杂物 ,提高 钢的纯洁度 ,尽量减少钢中非合金化元素 ,尤其是硅 ,在冶炼过 程中用适量铝脱氧以细化钢的晶粒 ( 应保证晶粒度细于 5 级) , 但需注意 Al/ N 比 ,最好在 1 . 2~1 . 8 之间 。

(4) 大型钢锭在生产中难以避免元素的偏析和内部缺陷的 存在 ,目前采用中间包芯杆吹氩真空浇铸技术核冒口加热剂技术可控制大钢锭的成分偏析和提高钢的纯净度 ,同时可使钢的 无塑性转变参考温度下降 40 ℃。

(5) 镍对提高钢的强度 、改善钢的可焊性和降低无塑性转变温度都是有益的 ,但钢中残余铜含量较高时 , 镍有增强铜对钢 辐照脆化倾向的有害作用 ,且镍含量较高的材料经过辐照后所 生成的物质放射性比较强 ; 另外 , 在高中子注量时发生二阶段 的 n2α反应 ,因此镍的含量不宜过高 ,取中上限为佳 。

(6) 在满足强度要求下 ,碳含量尽量低 ,取中限较好 ,因为碳 含量增加虽显著提高钢的强度 ,但也显著提高了钢的无塑性转变温度 ;锰既能提高钢的强度又能降低钢的无塑性转变温度 ,所以其含量取中上限较好 。

(7) 锻压比尽量提高 (至少为 3) ,如能达到等轴晶最好其晶 粒微观组织如图 1 所示 ;优化热处理工艺 ,奥氏体化温度不宜过 高 ,热处理组织最好是下贝氏体 。

为了防止压力容器在役期间发生脆性断裂 ,通常在核电站反应堆中必须安放辐照脆化随堆监督样管 ,以定期检验调整参考温度 A R T (是反应堆辐照后压力容器服役时期的韧性指标)的变化 ,并以此不断修订开停堆的运行限制曲线 。

5 反应堆压力容器未来发展对材料的要求

随着电力需要的不断增加以及能源结构的优化[ 28 ] ,我国大 部分省市纷纷提出建造新的核电站 ,未来反应堆压力容器发展 呈现以下特征 。

(1) 为提高发电效率而不断提高单堆机组输出功率[ 29 ] , 欧 洲先进压水堆 EPR 核电技术的单堆电功率达 1550M W ,促使反应堆压力容器向大型化 (压力容器直径和壁厚增大) 方向发展 。

(2) 为提高反应堆压力容器的安全性而尽量减少组焊数量 、 连接部位的焊缝长度[ 30 ] ,西屋公司的先进非能动 A P1000 核电技术的反应堆压力容器采用上封头与上法兰联体铸造技术 ,从而要求反应堆压力容器向一体化方向发展 。

(3) 为提高核电站的经济性而要求反应堆压力容器寿命向60 年迈进 ,美国的 U RD 、欧洲的 EU R 等均要求反应堆压力容器 寿命达到 60 年 ,从而对压力容器材料的性能提出了更高要求 。

上述因素促使反应堆压力容器制造商在材料选择 、冶炼 、铸造 、锻造 、热处理 、无损检测 、在役辐照监督等方面加强研究攻关 以适应未来反应堆压力容器发展的要求 。

6 反应堆压力容器的制造现状

国际上反应堆压力容器材料大型锻件制造商主要有日本制钢所 (J SW) 、法国克鲁索 、韩国斗山重工等 。其中 J SW 整体 技术水平世界领先 ,2007 年产锻件 8 . 7 万吨 ,它拥有 600t 级钢 锭制造能力 ,装备有 2 台 300t 炼钢天车 、100t 电渣重熔炉 。法 国克鲁索公司拥有空心钢锭制造技术 ,在筒形锻件制造上独占 鳌头 。斗山重工的生产能力世界最大 ,2007 年生产锻件 12 万 吨[ 31 ,32 ] 。我国有 3 大重型机械厂 ,都拥有 12000t 自由锻造水压 机 ,可供生产核电压力容器大锻件之用 。一重有生产船用小型反应堆设备的经验 ,二重有生产高压容器条件 ,上重曾为秦山一 期核电站生产过压力容器锻件 ,他们在劳动生产率和技术水平 上与国外先进水平之间差距正在缩小[ 33 ] 。

7 反应堆压力容器材料国内外研究热点与存在的问题

目前国内外反应堆压力容器研究热点主要集中在以下方面 。

(1) 由美国能源部倡导发起 ,在第 4 代核能系统国际论坛组织下 ,第 4 代先进核能系统正朝着既定方向研究发展[ 34 ,35 ] , 其 中作为关键技术之一的反应堆压力容器材料选择 、设计 、制造等一直都为研究的热点与焦点 。

(2) 随着 20 世纪六七十年代国外大规模建造的核电站运行时间接近设计寿命 ,目前急需反应堆压力容器寿期评估与延寿分析论证 ,国外有美国核管会 、美国西屋公司等[ 36 ] 、国内主要有核工业 728 设计院 、核动力设计院等[ 37 ] 机构开展了这方面的工 作 ,并已取得阶段性的研究成果 。

目前国内反应堆压力容器材料存在的主要问题就是材料的制造国产化 ,特别是大型铸锻件的冶炼 、机械加工方面的国产化 。其中中国第一重型机械集团近年来在国家的大力支持下 ,实施铸锻钢基地及大型铸锻件自主化改造项目 ,在能力水平上都瞄准了世界一流 。项目建成后 , 一重将形成年产钢水 50 万 吨 、锻件 24 万吨 、铸钢件 6 万吨的生产能力 。届时 ,可一次提供 钢水 700t ,浇注最大双真空钢锭 600t ,最大铸件 500t ,提供最大 锻件 400t 。但完全自主化完成反应堆压力容器大锻件的制造尚有很多技术难点需要攻关 。

8 结束语

根据国家核电的中长期发展规划 , 到 2020 年我国将建设45 台压水堆核电机组 ,反应堆压力容器将向国产化 、标准化 、批 量化制造的方向发展 。希望本文对反应堆压力容器材料国产化的实现与未来发展方向的指引有一定的参考价值 。

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来源:材料导报
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