揭秘核电材料 ——核电站一回路主管道材料及其制备工艺

  简介：《金属世界》依托于中国金属学会、中国有色金属学会，以报道中国冶金、有色金属及金属加工工业发展的历史、现状和未来，普及其有关生产和加工方面的科学知识，展示和推动金属领域科学技术成果转化，介绍冶金、有色金属和金属加工行业的新技术、新设备、新工艺、新产品和新经验为宗旨的科技期刊。

  内容导读：核电站一回路主管道是核电站的一级部件，它的重要性不言而喻，其材料通常为含一定铁素体相的奥氏体不锈钢，国外也称双相不锈钢，此类材料综合性能优异。文章从材料的类型、组织、成分、性能等方面介绍了目前运行最多、最成熟的二代核电站一回路主管道材料，并在此基础上简要介绍了一回路主管道的制备工艺，意在让读者尽可能全面地了解核电站一回路主管道材料及其制作的完整过程，从而丰富金属材料在核电领域应用的知识。

  核电因其巨大的优势得到了加快速度进行发展，目前已与火电、水电并称为电力能源三大支柱，并且随着煤炭、石油等化石能源的储量日益减少，其主体地位不断凸显。核电经过近60年的发展、运行，其技术逐渐完备，至今已发展到了第三代（如图1所示），现在一些国家正在建设三代核电站。第四代核电站概念也已于21世纪初提出，但距离商业应用还很远。目前全世界范围内使用最多、运行最成熟的是第二代和二代改进型核电站。

  核电站中，动力堆主要有轻水堆（包括压水堆和沸水堆）、重水堆、石墨堆（包括石墨气冷堆和石墨水冷堆）以及快中子增殖堆，这些堆型中压水堆是应用最广泛、最主要的堆型。目前全世界运行的商业核电站共有439座，这些核电站中轻水堆占85.9%，其中压水堆61.3%，沸水堆24.6%，如图2所示。

  压水堆核电站的工作原理如图3所示。反应堆堆芯核裂变产生巨大的热能，主泵把水泵入，水既是慢化剂，又是冷却剂，冷却剂流经堆芯进行冷却，同时水被加热到327℃、155个大气压的高温度高压力水。高温度高压力水进入蒸汽发生器的U型管内，在U型管内与二回路冷却水进行热交换，释放热量后又被主泵送回堆芯重新加热再进入蒸汽发生器。这样不断地在密闭的回路内循环，称为一回路系统。蒸汽发生器管壁外的水被一回路系统的热水加热成蒸汽后进入汽轮机，通过汽轮机做功，同轴带动发电机发电，然后进入冷凝器被海水冷却，又凝结成水通回蒸汽发生器，重新加热成蒸汽。这个汽水循环过程称为二回路系统。压水堆核电站中一回路主管道为核岛七大核心部件之一，是系统承压边界的一部分，称为核电站的“主动脉”，它封闭着高温、高压和带有放射性、腐蚀性的冷却剂，维持和约束冷却剂循环流动，对反应堆的安全和正常运行起着重要的保障作用。由此可见一回路主管道在核电站中扮演着很重要的角色。

  一回路主管道属于核安全一级部件，尺寸大、运行条件苛刻（~约300℃、16 MPa的含磷酸、硼酸高温度高压力水），对材料性能要求极高，除要求有良好的综合力学性能（足够的强度、高的塑性和韧性）外，还要求耐高温度高压力水腐蚀，拥有非常良好的抗疲劳性能、易加工性和焊接性能等[1]。拥有 双相组织的铸造奥氏体不锈钢（约5%~20%铁素体相以岛状分布在奥氏体基体上—CASS）能很好的满足上述性能，大范围的使用在核电站一回路主管道。国外早期核电站一回路管道大多采用18-8型（美国ASME304）奥氏体不锈钢（相应铸钢为CF-8）。后来，为了更好的提高304不锈钢抗高温度高压力水晶间应力腐蚀和抗老化性能，逐渐改用含2%～3% Mo的ASME316型不锈钢及相应的铸钢CF-8M。

  为了进一步延长核电站运行寿命，近几十年国际上对一回路管道材料来了深入的研究。美国、日本开发了核级控氮316L不锈钢，法国投入巨资开展了一系列奥氏体不锈钢材料的研究，开发了Z2CND18.12和Z3CN20.09M主管道材料。一些国家核电站一回路主管道材料如表1所示。

  目前世界上半数以上的核电站是按法国核岛设备设计和建造委员会（AFCEN）制定的RCC-M《压水堆机械设备设计和建造规则》制造的，我国正在建造的和今后相当一部分核电站也都按这个规范建造。RCC-M《压水堆机械设备设计和建造规则》是一部国际上公认的最为安全的核电设备制造规范，按RCC-M制造的核电设备迄今为止没发生过重大的安全事故，且设备故障率最低。RCC-M规范中的牌号Z3CN20.09M不锈钢属于低碳奥氏体-铁素体型不锈钢，其化学成分和力学性能标准如表2和表3所示。RCC-M规范要求Z3CN20.09M铁素体含量范围12%~20%，最理想值为15%~18%，其值可依据Shaeffler图通过改变材料成分实现调控。

  Z3CN20.09M的微观组织如图4所示，它由奥氏体基体和岛状铁素体相组成。铁素体含量一般规定为12%~20%，最佳值为15%~18%（以上均为体积分数）。

  奥氏体不锈钢中铁素体起着非常非常重要的作用。1）由于铁素体是以分散并均布成小坑状存在于奥氏体晶粒之间，削弱奥氏体柱状晶和树枝晶的方向性，隔断奥氏体晶界连续网状碳化铬析出，从而防止晶间腐蚀，因此铁素体对提高耐晶间腐蚀的作用有好处。通过试验证明，由于铁素体对应力腐蚀开裂不敏感，因此含有铁素体的奥氏体钢焊缝的耐应力腐蚀和抗老化性能优于同成分但含有很少铁素体的奥氏体钢焊缝。2）奥氏体不锈钢中的铁素体对材料的力学性能有显著影响。铁素体含量增加时强度增加，同时，延展性和冲击强度减低。利用此特性，可采用调控铁素体的含量来达到所需要的材料力学性能和加工性能。3）但是奥氏体不锈钢中铁素体含量过高会损害奥氏体不锈钢的可锻性和热稳定性，特别是用于大锻造比的锻件，铸坯限制铁素体的含量是合理而必要的（通常限制在3%~8%）。同样道理用于冷变形的奥氏体钢，如冷伸压、深冲压，冷拔和冷挤压的奥氏体钢，铁素体含量应进一步限制（通常限制在5%以下）；同时，高铬铁素体一直处在较高温度环境（≤550℃）会发生475℃脆化现象，增加材料脆性断裂倾向。

  压水堆一回路主管道能够使用锻造或铸造制造工艺。采用锻造奥氏体不锈钢时，主管道组织均匀，力学性能较好；但由于制造工艺的限制，直管段制造长度受限，使主管道焊缝数量增多，焊接工作量增大，而且由于材料本身特点，在焊接时易产生焊接缺陷。铸造工艺可以克服锻造主管道的缺点在保证主管道力学性能不降低的前期下，采用铸造奥氏素体－铁体不锈钢来替代锻造奥氏体不锈钢。铸造奥氏素体－铁体不锈钢拥有较好的焊接性能，焊接时不易产生焊接缺陷，且采用离心铸造可以制造出长度较大的直管，使焊缝数量减少，这一技术已成功应用到主管道的生产中。

  二代核电站一回路主管道包括直管和弯头部分，直管和弯头通过焊接组合成完整管道。一回路主管道直管由离心铸造而成，弯头通过静态模铸而成，具体工艺路线所示。

  原料经过电弧炉+氩氧炉双联冶炼，调控微合金元素及杂质含量得到成分合格的钢液，成分调控时要严格将C含量降低到0.03%以下，接着进行浇注。弯头通过砂型静态铸造成型，直管经卧式离心铸造机成型，成型后的毛坯管件脱模后进行固溶热处理，目的是减少缺陷、均匀成分及调控铁素体含量来提升性能，热处理工序完成后进行机械加工。直管和弯头的加工包括内圆和外圆的加工，机加工设施最重要的包含大型的车床、镗床及工装。对直管和弯头的机加工重点是制定合理的加工工艺，并配套相应的设备。

  一回路主管道在核电站安全运作中扮演着很重要的角色，其选材、加工都有极严格的规范。含有一定量铁素体相的奥氏体不锈钢因其性能优异（包括力学性能、物理性能、加工性能等），大范围的使用在二代和二代改进型核电站一回路主管道，但是此种材料也存在一些缺陷，例如长期服役会发生热老化脆化，其性能直线下降。未解决二代核电站一回路主管道热老化脆化问题，延长核电站常规使用的寿命，提高安全性，正在发展和建设中的第三代核电站主管道材料选用控氮奥氏体不锈钢，经整体锻造而成。

  作者简介：王永强（1982-—），男，博士研究生，研究方向：核电一回路管道材料，E-mail: wa；