核电大型锻件技术特点及现状

Abstract: Many core components of Nuclear devices, such as pressure vessels, steam generator, low press源自文库re rotor are using large forgings. This paper describes the technical characteristics of nuclear large forgings .
图5 百万千瓦级核电蒸发器管板锻件在大型水槽中淬火
综上所述，冶炼、锻造和热处理是压力容器大 锻件成功制造的三个关键环节，各环节相互影响、 相互制约，任一环节出现问题均会有可能造成锻件 最终报废。要想有效提高锻件的合格率，需严格控 制每一个工序。
3、堆内构件大锻件 堆内构件大锻件主要由板类件和环类件组成。 其功能主要是支承和固定堆芯组件；驱动线对中， 控制棒运动导向；冷却剂通道，流量分配，减少无 效流量；为压力容器提供热屏蔽，减少中子γ射线 照射；为堆内测量提供安装和固定条件；为压力容 器用材辐照监督试验提供存放试样场所。
稳压器大锻件所用材料和考核指标与蒸汽发 生器一致，外型尺寸和结构较蒸汽发生器简单， 其制造难度也简单些。
五、主管道
主管道是核电站十大主设备之一，是核电站 核反应堆一回路的主要部件。它将核反应堆压力容 器、蒸发器主泵连接起来组成一个环形回路。核反 应堆压力容器产生的热量由介质通过主管道热段传 递给蒸发器。冷却后的介质再经过主管道冷段由主 泵送回核反应堆压力容器中，形成一个环形的一回 路热交换系统。主管道是由冷段、热段、过度段三 部分组成，有直管和弯管之分。
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工艺与管板类似，锻造完成后的机加工是另一个主 要制造难度。由于形状复杂，水室封头加工至少需 要8个月左右时间，造成锻件交货周期非常长。
四、稳压器
稳压器的主要功能是通过波动管将稳压器底 部（液态区）与RCP一条环路热管段相连通，通过 汽相、液相的平衡状态及平衡的改变，达到新的平 衡。并通过水、汽密度的不同，容积空间、体积变 化，导致压力变化。
620~795MPa），这就需要在设计蒸汽发生器化学 成份内控成份时，适当提高强化元素的含量（主要 是C、Mn元素）。
蒸汽发生器大锻件主要由封头类、筒体类及管 板组成。相对于压力容器大锻件而言（管板锻件除 外），其壁厚均较薄，淬透性较好，较易获得比较 好的低温冲击韧性和强度。其锻件制造难度主要集 中在锥形筒体、管板及水室封头三种锻件上。
(1) 锻造：对于主管道用钢为奥氏体不锈钢， 在锻造过程中极易产生锻造裂纹，裂纹清理的及时 性及方法是主管道在锻造过程中需特别注意的问 题。此外，对于带一体化接管嘴的热段，由于其外 形的特殊性（两个接管不在一条轴线上），需进行 偏心锻造，这就对锻造时的精确控制及操作性有了 更为严格的要求。同时，由于对主管道直段及接管 处有晶粒度的要求。
图7 AP1000带一体化接管嘴的主管道热段模拟件
过去压水堆核电站主管道为铸造，第三代 AP1000核电设备的使用寿命为60年。设计思路是
确保安全，防止材料的老化，要求核电设备尽量减 少焊缝的数量，安全等级为最高的一级。因而将主 管道由过去的铸造成型改为整体锻造成型。
主管道所用材料为奥氏体不锈钢（对应ASME 标准为SA-376 TP316LN）。其中带一体化接管嘴 的热段是制造难度最大的锻件。
2、压力容器大锻件的制造 (1) 材料 压力容器大锻件所用材料为低合金钢（对 应ASME标准为SA508 Gr.3 Cl.1，RCC-M标准为 16MND5），由于压力容器在整个核电站的运行过 程中起着极为重要的作用，因此压力容器用钢对化 学成分有着严格的要求。 主要元素的影响及要求如下：
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三、蒸汽发生器
蒸汽发生器的主要功能是作为热交换设备将一 回路冷却剂中的热量传给二回路给水，使其产生饱 和蒸汽供给二回路动力装置。其作用是在一、二回 路之间构成防止放射性外泄的第二道防护屏障。
蒸汽发生器大锻件所用材料为低合金钢（对 应ASME标准为SA508 Gr.3 Cl.2，RCC-M标准 18MND5）。相对于压力容器大锻件所用材料， 两者成分要求基本一致，只是在性能考核上有 所区别（如AP1000项目中压力容器强度考核指 标为550~725MPa，蒸汽发生器强度考核指标为
作为一回路压力边界，处于高温、高压、高流 速，强放射性介质条件下工作，承受瞬态工况，事 故工况变载荷叠加条件。一旦管道发生泄露或破坏事 故，造成的危害将是不堪设想的。因此确保其安全 性是核电设计、制造、运行中必须予以特别重视的。 故要求具有良好机械性能，强抗腐蚀性能，良好工艺 性能，良好塑性和断裂韧性。
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新技术新产品 New Technology & New Product
随着核电站发电功率增大及安全系数的不断提高 （如AP1000、EPR等堆型），对其基础零部件（核电 大锻件）的要求也越来越高，制造难度越来越大。超 大型锻件的制造技术和生产能力，已成为制约全球核 电高速发展的瓶颈。关键的核电大型锻件有：
核电大型锻件技术特点及现状
李向 (1980年10月~)，男，2003年毕业于哈尔滨工程大学材料科学与工程专业，学士学位。现任 上海重型机器厂有限公司副总锻冶师，核电产品主任工程师。主要从事核电及化工产品大锻件的 研究与开发工作。
摘要：核电设备中类似压力容器、蒸发器、低压转子等均采用大型锻件制造。 介绍了核电大型锻件的技术特点及研发现状。
相对于压力容器大锻件，堆内构件锻件整体较 小（钢锭重量不超过100t），但由于不锈钢自身的 特点，其制造也有独特之处。
(1) 对于奥氏体不锈钢而言，由于C含量比 较低，为确保抗拉强度，需对其余强化元素 （Mn、Ni、Cr、Si等）进行严格控制；同时由于 制造过程中易产生混晶和锻造裂纹的现象，需在锻 造时正确掌握清理裂纹的时机，并对最后两火次的 变形量及变形均匀程度进行严格控制。
1、管板 由于管板锻件属于特厚件（如AP1000的管板 最大热处理壁厚超过1000mm），淬透性很差，需 尽量提高热处理时的水冷强度。同时由于为实心 件，为保证内部无超标缺陷，需在冶炼时严格控 制夹杂物，并在锻造时采取多项工艺手段确保中 心压实。
2、锥形筒体 由于锥形筒体锻件为异形件（两端为直段、中 间为斜段），造成锻造成形的难度非常大，需设计 两套复杂的锻造工装进行制造。同时，如何实现精 细的控制锻造过程中也是保证锥形筒体锻造成功成 形的重要因素。
传动杆 控制棒驱动机构 整体顶盖吊耳 顶盖吊耳 封头顶盖 上部支承板 压紧弹簧 控制组件导向筒 上部支承柱 出口接管 压力容器支承块 人口接管 堆芯上板 径向支承板 堆芯围板 堆芯吊篮 反应堆压力容器 辐照样品导向装置 堆芯下板 燃料组件 热屏蔽体 堆芯下部支承板 堆芯支承柱 径向支承 测量导管 图3 反应堆本体结构
图6 AP1000核电过渡锥体在165MN油压机上锻造
3、水室封头 由于水室封头为带支管的封头类锻件 （AP1000项目水室封头有5个支管），形状非常 复杂，目前的国内外该锻件制造方案均为整体加工 成形，这就造成了钢锭利用率非常低（钢锭重量近 400t，交货重量为38t，利用率不到10%）。前期制造
Cu、S、P：属于有害元素，其含量越低越好。 As、Sn、Sb：属于残余元素，会增加钢的回火 脆性和辐照脆性，因此含量越少越好。 (2) 冶炼 随着锻件尺寸及重量的增大，其锻件所需钢锭 的重量也不断变大（如AP1000的一体化顶盖及堆芯 区的筒体锻件需要400t等级钢锭）。随着钢锭重量 的增加，对多包合浇技术、反偏析补偿技术、夹杂 物、气体元素及有害元素控制技术等提出了高的要 求，从而加大了冶炼难度。 (3) 锻造 随着锻件尺寸、重量的增加及一体化程度的加强 （如一体化顶盖实际上原由顶封头和顶盖法兰两个锻 件组成，现已改为整体锻造成型），这就对锻造成型 控制、工装辅具设计及制造、硬件设施（压机、操作 机、行车等）的极限能力均提出了新的挑战，锻造难 度明显增加。 (4) 热处理 随着核电站安全等级及运行年限的提高，对 锻件的各项性能考核指标也提出了更高的要求（ 如AP1000堆芯区筒体的无塑性转变温度NDTT已提
压力容器中的一体化顶盖、容器法兰接管段 等；
蒸汽发生器中的管板、水室封头、锥形筒体 等；
主管道中的一体化（带管嘴）的锻造不锈钢 主管道；
常规岛中的整锻汽轮机低压转子、发电机转 子等。
由于我国运行及在建的核电站绝大多数为压 水堆核电站，这里主要针对压水堆核电站的核岛 及常规岛大型锻件进行介绍。
核岛主要系统由反应堆冷却剂系统、专设安全 设施、核辅助系统、三废处理系统、核岛通风空调 系统及核燃料装卸贮存和工艺运输系统等六大类系 统组成。这其中，核电大型锻件主要集中在反应堆冷 却剂系统当中（即通常所说的核岛主设备）。反应堆 冷却剂系统由三条环路及其核岛主设备压力容器、蒸 汽发生器、稳压器、主管道和主泵等组成。
(2) 对于马氏体不锈钢而言，由于抗拉强度 及冲击韧性均要求较高，为兼顾两者性能，一方 面需对化学成分进行优化配比（如C、Mn、Ni 等），另一方面需依据化学成分中强化元素 （C、Mn、Mo、Si等）的含量确定回火温度及回 火保温时间。
堆内构件大锻件目前仅在上海重型机器厂有限 公司实现了国产化，采用的是上重独有的大型电渣 重熔冶炼技术，相对于双真空钢锭，上重自主开发 的电渣重熔专利技术在合金成分控制上有得天独厚 的优势，能获得较双真空钢锭组织更致密、成分更 均匀的优质钢锭，为堆内构件不锈钢锻件的后续制 造提供了优异的基础。
C：保证强度满足规范要求的主要元素。C含 量低则强度难以满足要求，C含量高则会降低钢的 可焊接性，同时提高辐照脆化性。因此C 含量最好 控制在0.18%左右。
Mn：除了起强化基体作用外，还能有效地提 高钢的淬透性，Mn应控制在1.40%的范围内。
Ni：明显增加钢的低温韧性，是保证厚截面钢 淬透性所必需的元素，但试验证明较高的Ni提高辐 照脆化性。因此Ni含量应在保证低温韧性达到要求 的情况下尽量控制在规格下限。
汽轮发电机
循
环
水
凝汽器
给水泵 冷却水源 一回路系统 反应堆 主冷却剂泵 蒸汽发生器
图2 压水堆核电厂的组成及发电原理
放射性物质外逸的第二道屏障之一。反应堆压力容器 及其内部的堆内构件均是由大型锻件组装而成。
压力容器大锻件主要由封头类、筒体类、法兰 类及接管类锻件组成。其中堆芯区（筒身段、过渡 段、接管段）锻件在服役期将受到来自堆芯的中子 轰击而引起辐照脆化。
图中： 1-安全壳 2-汽轮发电机厂房 3-燃料操作厂房 4-辅助设备厂房
图1 压水堆核电厂主要厂房布置
一、 压力容器
1、压力容器的结构 其功能主要是固定和包容堆芯及堆内构件，使核 燃料的裂变反应限制在一个密封的容器内进行，它和 一回路管道共同组成高压冷却剂的压力边界，是防止
控制杆及 驱动机构
二回路系统 稳压器
高至-23.3℃不断裂）。但锻件尺寸尤其是壁厚的增 加，恶化了热处理条件，限制了锻件性能的提 高， 这就对热处理技术提出了更为严格的要求。如性能 热处理炉温度场的均匀性及温控精度的控制，强化 淬火水槽循环条件及水温控制措施等，这对锻件最 终性能都会有显著的影响。
图4 采用碾压成型的AP1000核电一体化顶盖锻件
Mo：可以提高耐热性和减少回火脆性。在实 际生产中一般把Mo控制在0.50%左右。
Si：为强化元素，但较高的Si会增加辐照脆化 性。因此Si含量控制在规范下限为佳。
V：压力容器钢要求是本质细晶粒钢，加少量 的V有细化晶粒作用，可提高强度。但V容易引起 焊接热影响脆化，增加钢的“再热裂纹”的敏感 性。V含量一般控制在0.05%以下。
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堆内构件大锻件所用材料为奥氏体不锈钢 和马氏体不锈钢（奥氏体不锈钢对应ASME标准 为SA-336 F304，RCC-M标准为Z2CN19-10.NS和 Z3CN18-10.NS；马氏体不锈钢对应ASME标准为 SA-182 F6a，RCC-M标准为Z12CN13）。