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 。
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 。
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 。
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 ,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 ,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 , 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 ,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[ 。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 。
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, 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、国内主要有核工业 728 设计院 、核动力设计院等 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 。
