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压水堆核电站反应堆压力容器材料概述(1)

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

摘要:反应堆压力容器是核电站重要部件之一 ,综述了反应堆压力容器材料的发展历程 、性能要求 、在役辐照脆化 、制造现状等 ,指出 A5082 Ⅲ钢具有优良的焊接性 、较高的淬透性和抗中子辐照脆化性 ,并具有良好的低温冲击韧性和较低的无延性转变温度等优点 。分析了该钢的化学成分 、制造工艺与性能之间的关系 ,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作用 。

随着国家核电中长期发展规划的颁布 ,未来相当长时间内我国将大力发展压水堆核电站 。反应堆压力容器是在高温 、高 压流体冲刷和腐蚀 , 以及 强 烈 的 中 子 辐 照 等 恶 劣 条 件 下 运 行 的 ,因此在 A SM E 规范第 XI 卷要求 ,反应堆压力容器应采用优 质材料 、严格制造 、完善的试验和检查技术 ,且在服役期间应定 期地进行检查 。SA508 系列钢是随着反应堆压力容器的大型 化和整体化发展起来的 ,适用于制造压力容器顶盖 、筒体 、法兰 、 封头等锻件 ,在压水堆核电站中还应用于蒸汽发生器压力壳 、稳压器压力壳和主泵压力壳等部件 。

1 反应堆压力容器结构和作用

功率在 1000 M W 及以上的普通压水堆核电站反应堆压力 容器设计压力高达 17M Pa ,设计温度在 350 ℃左右 ,直径近 5 m , 厚度超过 20cm ,有的单件铸锭毛重达 500 多吨 ,设计寿命至少 要求 40 年 。因为其体积庞大 ,不可更换 ,所以压力容器的寿命 决定了核电站的服役年限 。

压水堆压力容器是由反应堆容器和顶盖组成 ,前者由下法 兰 (含接管段) 、筒体和半球形下封头组焊而成 ,顶盖由半球形上 封头和上法兰焊接组成 (或者为一体化顶盖) 。上下法兰面之间 用两道自紧式空心金属 ( 高镍耐蚀合金 In2718 或 1828 钢)“O” 形环密封 。为了避免容器内表面和密封面腐蚀 ,在压力容器内 壁 堆 焊 有 大 于 5mm 厚 的 不 锈 钢 衬 里 ( 过 渡 层 309L (00Cr23Ni11) + 308L ( 00Cr20Ni10 ) ) 。为防止外 表面腐蚀 , 压力容器外表面通常涂漆保护 。

反应堆压力容器的作用是 :

(1) 装载着活性区及堆内所有构件 ,对堆芯具有辐射屏蔽作用 ,在顶盖上安装着控制棒管座及其 驱动机构 ,承受很大的机械和动载荷 ;

(2) 作为承压边界 ,密封高温高压含放射性的一回路冷却剂并维持其压力 ,承受动载荷和温度载荷 ;

(3) 作为第二道屏障 ,在燃料元件破损后有防止裂变 产物外逸的功能 。

上述因素要求反应堆压力容器材料具备良好的纯净度 、致密度 、成分和性能均匀性 ,在中高温度下具有优良的力学性能 (强 度 、塑性 、冲击韧性 、断裂韧性等) 、冶金质量及良好的耐蚀性 、焊接性和抗辐照的性能 (中子辐照脆化敏感性低) 、热稳定性 、加工性等 。其中 ,以面对活性区的筒体段材料性能要求最高。

2 反应堆压力容器材料的发展史

压水堆反应堆压力容器材料一般都是在工程上成熟的材料基础上改进而成的 。美国第一代压水堆核电站反应堆压力容 器材料用的是具有优良工艺稳定性 、焊接性和强度较好的锅炉 钢 A212B (法兰锻件为 A350L F3 ) ,由于 A212B 钢淬透性和高温 性能较差 ,第二代改用 M n2Mo 钢 A302B [ 1 ] ( 锻材为 A336) , 该 钢中的 M n 是强化基体和提高淬透性的元素 ,它能提高钢的高 温性能及降低回火脆性 。随着核电站向大型化发展 ,压力容器 也随之增大和增厚 ,A302B 钢缺口韧性差的不足就逐渐显露出来 ,为保证厚截面钢的淬透性 ,使强度与韧性有良好的配合 ,20 世纪 60 年代中期又对 A302B 钢添加 Ni ,改用淬透性和韧性比 较好的 Mn2Mo2Ni 钢 A533B [ 2 ] ( 锻材为 A5082 Ⅱ钢) ,并以钢包 精炼 、真空浇铸等先进炼钢技术提高钢的纯净度 、减少杂质偏 析 ,同时将热处理由正火 + 回火处理改为淬火 + 回火的调质处 理 ,使组织细化 ,以获得强度 、塑性和韧性配合良好的综合性能 。 与此同时 ,由于壁厚增加 和 面 对 活 性 区 的 纵 向 焊 缝 辐 照 性 能差 ,所以将 压 力 容 器 由 板 焊 接 结 构 改 为 环 锻 容 器 , 材 料 采 用A5082 Ⅱ钢 。它曾盛行一时 ,但自 1970 年西欧发现 A5082 Ⅱ钢 堆焊层下有再热裂纹之后[ 3 ] ,又发展了 A5082 Ⅲ钢 。

A5082 Ⅲ钢是在 A5082 Ⅱ钢 基 础 上 , 通 过 减 少 碳 化 物 元 素 C 、Cr 、Mo 、V 的含量 ,以减少再热裂纹敏感性 ,使基体堆焊不锈 钢衬里后 ,降低产生再热裂纹的倾向 。为弥补因减少淬透性元素而降 低 的 强 度 和 淬 透 性 , 特 增 加 了 A5082 Ⅲ钢 中 的 M n 含量。因锰易增大钢中偏析 ,故又降低了磷 、硫含量 。硅在上述钢中是非合金化元素 ,有增加偏析 、降低钢的塑 、韧性的倾向 ,其 残存量以偏低为好 。厚截面的 A5082 Ⅲ钢淬火后 ,基体组织是 贝氏体 ,当冷却速度不足时 ,将出现铁素体和珠光体 ,这种组织 较贝氏体粗大 ,对提高强度和韧性不利 , 所以反应堆压力容器 用钢要求采用优化的调制热处理工艺 。

俄罗斯的反应堆应力容器用的材料不是 Mn2Mo2Ni 钢而是Cr2Mo2V ( 15 X2 H MΦA ) 及 Cr2Ni2Mo2V 钢 ( 15 X2 H MΦA2A )。 该钢已分别用在俄罗斯及东欧的 V V ER2440 和 V V ER21000 压 水堆上以及我国的田湾核电站 V V ER21000 。Cr2Ni2Mo2V 钢的 优点是高温性能和耐蚀性好 , 辐照效应小[ 5 ] , 缺点是回火脆性 倾向 大 , 焊 接 性 不 理 想 。尽 管 如 此 , 俄 罗 斯 仍 用 Cr2Ni2Mo2V 钢 ,这是因为对该钢缺点已有相应的改进措施 ,如降低磷 、硫及 杂质含量和改进热处理工艺等 。

3 反应堆压力容器材料的安全

反应堆压力容器是保证核电站安全和寿命的重要部件 ,故 被定为规范一级 、安全一级 、质保核级 ( H 级) 、抗震类 Ⅰ级的设 备 ,即在正常 、异常 、紧急和事故工况下都能保证其可靠性和结 构完整性 ,杜绝发生容器无延性断裂破损和放射性物质泄漏等 事故 。

对于压水堆核电站压力容器材料 ,引起“失效”或“事故”的 原因虽然很多 ,但归结起来是脆性断裂 、腐蚀 、蠕变 、疲劳或强度破坏等原因 。因为压力容器内壁堆焊有不锈钢衬里和钢的蠕 变温度 (0 . 4 T K (熔点) ) 远高于运行温度 ( 320 ℃) ,故能防止腐蚀 和蠕变的危害 。对于屈服变形 、疲劳开裂和强度破坏 ,因有严格 的设计要求并规定必须有应力分析和应力测试以及疲劳试验 , 所以通过计算可以预断和防止这类破坏[ 6 - 9 ] 。

脆性断裂具有断裂前没有塑性变形 、无任何预兆 、在断裂应力低于屈服强度时裂纹失稳后即迅速扩展而断裂等特点 。所以脆性断裂常常是难以预料的爆发性突然破坏,后果不堪设想 , 尤其是辐照脆化又增大了这种危险 。所以压力容器的脆性断裂成为对反应堆安全最大的威胁[ 10 - 13 ] 。从冶金学观点考虑 ,脆性 断裂的根源在于钢的低温脆性 、氢脆 、蓝脆 、延迟脆性和高温脆 性等 。其中除低温脆性外 ,它们都可以通过热处理或合金化的 方法加以避免 ,而低温脆性 (又称冷脆) 则较难克服 ,因为它是体心结构钢固有的特征 。反应堆压力容器防脆断的检测方法目前主要有两种 : 转变温度法和断裂力学法 。转变温度法常用于辐照后即在役期间判 断压力容器的安危 。断裂力学法仅在确定运行限制曲线和寿命末期或遇到异常情况及缺陷尺寸超过标准时用作评定分析 。防止脆性断裂的根本途径是提高材料的韧性 ,即提高材料抗裂纹 扩展的能力 。

来源:材料导报
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