AP1000主管道的国产化试制和制造许可证审评
2010-02-28那福利
那福利
(苏州热工研究院，苏州 215004)
AP1000主管道的国产化试制和制造许可证审评
那福利
(苏州热工研究院，苏州 215004)
描述了AP1000主管道的制造技术要求，对国内近期AP1000主管道热段的研制情况进行了综述，介绍了目前AP1000主管道制造许可证的申请和颁发情况。
AP1000;主管道;试制;许可
1 引言
我国已投产的核电机组装机容量约900万千瓦。根据最新的核电发展规划，到2020年，运行和在建的核电规模将超过10000万千瓦。目前我国的在建核电机组数量居世界第一。在建机组中，浙江三门、山东海阳两个电站采用美国西屋公司开发的AP1000堆型。同时，内陆的湖北、江西、安徽等省的核电建设工作也全面展开，这些内陆核电厂址选用的均为AP1000堆型。
AP1000属于第三代核电技术，其革命性在于采用了非能动的安全系统。在事故工况下，非能动系统安全功能的实现无需依赖能动的操作，且不需要人为的干预，这使得核电机组的安全性大大提高。
我国大力发展核电是满足能源需求、优化能源结构的必然选择。推动核电设备国产化则是保证我国核电持续健康发展的必由之路。推进核电设备的国产化，不仅可以降低核电建设和维护成本，还可以推动国内装备制造业的能力提升和产品升级。
AP1000技术在我国的大范围推广，必须解决好两个问题，一是技术的引进、消化和创新，另一个是设备的国产化。随着AP1000项目的逐步推进，在关键设备的国产化方面，国内相关单位协同配合，共同努力，已经取得了很多突破，AP1000主管道的研制就是其中的一个亮点。
2 AP1000主管道的制造技术要求
目前，西屋公司已经编制了AP1000主管道的制造技术要求，这些技术要求的制定基础是前期西屋公司制定的《AP1000 SA-376M TP316LN主管道热段锻件 (ASME IIINB)全尺寸模拟件鉴定试验技术规格书》。现简述其中的主要内容。
2.1 引用标准
ASME IIINB一级设备
ASME SA-376高温中央电站用无缝奥氏体钢公称管
ASME IISA-745奥氏体钢锻件的超声波检验
ASTM A262奥氏体不锈钢晶间腐蚀试验的标准方法
ASTM E112平均晶粒度的标准检测方法
ASTM E-1820断裂韧性试验的标准方法
ASME SA-370钢铁制品的机械性能测试方法
ASME SA-336高温承压件用合金钢锻件
2.2 接受准则
(1)规格
外径:950～956mm
内径:785～791mm
弯曲半径:1429.3mm
弯曲角度:56.4°
接管嘴 (2个接管嘴规格相同)外径:457.2mm
两管嘴之间的夹角角度:45°
模拟件的零件图1所示。
图1 模拟件的零件图 (已标出取样位置)
(2)锻件材料为符合ASME第II卷SA-376 TP316LN要求的奥氏体不锈钢。
(3)锻件应符合ASME第III卷NB2000的要求。
(4)在没有得到西屋公司允许的情况下不允许补焊。
(5)热处理
锻件的固溶热处理应满足SA-376的要求，并满足下述条件:固溶温度控制在1038℃～1149℃之间，淬火水池应在3min内将锻件冷却至427℃以下。
(6)机加工
机械加工应尽可能在最终热处理前进行，如在热处理后进行机械加工，必须评估冷作硬化的影响。不允许采用会在金属表面产生硬化层的剪切和冲孔等机械加工方式，除非下一工序 (切削、打磨或固溶热处理)能完全去除产生的冷作硬化区。机械加工应遵循下述原则:
a.必须选用锋利的刀具，否则，可能导致加工表面因过热而变色，这是不允许的。
b.每一道精加工的切削量不应超过0.25mm。
c.应通过金相检查来确认机加工后的表面没有受到冷作硬化的影响，即冷作硬化区的厚度不应超过0.025mm。
d.对打磨的限制:
·打磨尽可能在固溶热处理前进行;
·打磨中应避免产生材料的过热变色;
·应优先采用切削加工的方法，打磨只能作为第二手段;
·应采用新的打磨工具，或者之前仅打磨过奥氏体不锈钢或镍基合金;
·必须采用碳化硅或氧化铝的打磨材料。
e.如果打磨是在最终的固溶热处理之后进行，应满足下述要求:
·应逐级进行打磨，直至消除任何尺寸的表面硬化区，最终的砂轮粒度应为#120或者更细;
·打磨后的表面光洁度至少应为3.15μmRMS。
(7)理化性能
a.硬度
·最终加工状态下的表面硬度不应超过洛氏B92。为避免过度的冷加工硬化，每道切削后都应测量管道的表面硬度。
b.化学成分
· 应满足 SA-376 TP316LN的要求，此外，还应满足C≤0.02%、S≤0.005%、Co≤0.05%、P≤0.025、Cu≤0.1%，并记录锡、砷、锑等有害元素的含量。
c.机械性能和金相检验
·对两个管嘴、一端的直管段以及弯曲部分的拉伸侧和压缩侧共5个位置 (模拟件零件图中的位置①～⑤)分别取样。每个取样部位的检验项目包括金相组织、晶粒度、晶间腐蚀试验、硬度、化学成分和拉伸性能，对于端部直管段，还需进行J1C测试;
·《AP1000 SA-376M TP316LN主管道热段锻件 (ASME IIINB)全尺寸模拟件鉴定试验技术规格书》给出了详细的取样图 (包括试样的位置、数量和尺寸等);
·常温拉伸试验的结果应符合SA-376的规定值，321℃高温拉伸试验的结果仅作为参考依据;
·锻件的晶粒度至少应为ASTM 2级，3级以上是期望的目标;
·断裂韧性J1C试验的结果供参考，没有限值要求;
·晶间腐蚀试验的敏化处理条件为: 649～677℃，1h;
·需根据SA-376的要求进行压扁试验。
(8)超声波探伤(UT)
a.精加工和热处理后的锻件需进行UT检验，直探头探伤根据NB-2540和SA-745 QL-1的要求进行，斜探头探伤根据NB-2550进行;
b.由于主管道产品采用系统水压试验代替部件水压试验，所以主管道模拟件不需进行水压试验。
(9)渗透探伤(PT)
a.在弯管之前，所有的表面都应根据NB-2546进行PT检验;
b.弯制后，对于弯曲区域及临近一个直径长度范围内的两个直管段，均再次进行PT检验。
3 AP1000主管道热段的研制
针对西屋公司提出的技术要求，国内有多家单位开展了AP1000主管道的试制工作，包括渤海船舶重工有限责任公司 (以下简称渤船重工)、中国第二重型机械集团 (以下简称二重)、吉林中意核管道制造有限公司 (以下简称吉林中意)、中国第一重型机械集团 (以下简称一重)、上海重型机器厂有限公司 (以下简称上重)等。下面简述一下以上各单位的试制情况。
3.1 渤船重工
2008年5月，渤船重工联合烟台台海玛努尔核电设备有限公司 (提供钢锭，并负责最终的热处理)、鞍钢重型机械有限责任公司(负责锻造)、成都台海电力设备制造有限公司 (负责粗加工)等单位，组成研制团队，共同开展AP1000主管道热段的试制工作。在该团队中，渤船重工负责AP1000主管道研制项目的组织和协调，并承担主管道的弯制工作。渤船重工团队的AP1000主管道热段试制工作已于2010年6月成功完成。渤船重工团队试制的 AP1000主管道的制造工艺路线如下:
(1)冶炼
冶炼工艺为EAF+AOD，之后电渣重熔，重熔后钢锭重量约70t。
(2)锻造
采用8000t水压机，经22火次锻造完成。钢锭切头率16%，切尾率10%，材料利用率70%。实心锻造，支管采用拐锻方式成型。锻后空冷。
(3)粗加工
在整个试制件的制作过程中，粗加工工序历时最长，耗时达5个月。粗加工的项目包括外圆加工、钻孔、镗内孔以及接管嘴的加工等。
(4)弯制
采用冷弯的方式，管道内衬芯模，在压机上一次弯制成型。
(5)固溶热处理
固溶处理的温度控制在1138～1149℃之间，通过大容量和强制循环的方式增加工件的冷却速度。
(6)精加工
精加工工序包含去除加工裕量、接管内孔加工、焊接坡口加工等，采用加工专机和打磨、抛光设备完成。
3.2 吉林中意
吉林中意是由意大利 IBF S.p.A.公司(以下简称IBF)和吉林省昊宇石化电力设备制造有限公司于2009年7月注册成立的合资公司。IBF是一家管材和管配件的专业制造商，该公司按照西屋的技术要求在世界上率先成功完成了AP1000主管道热段模拟件的研制工作。为在中国AP1000主管道供货市场占有一席之地，IBF向其合资企业——吉林中意转让了AP1000主管道的制造技术。
吉林中意也在2010年上半年完成了AP1000主管道热段试制件的弯制及鉴定工作。对比渤船重工的试制工作，吉林中意AP1000主管道热段试制件的主要工艺区别在于:
(1)冶炼及锻造
吉林中意仅进行管道的弯制、热处理和精加工工作，其管坯 (粗加工后的锻制管道)由IBF提供。对于AP1000主管道的TP316LN材料，IBF同样采用EAF+AOD冶炼工艺，但其后不对钢锭进行电渣重熔。IBF的首个AP1000主管道热段锻件是空心锻件，为提高产品的晶粒度等级，其后已改为实心锻造。
(2)弯制
采用热弯方法，热弯前先压扁，经两次弯制 (配两种尺寸的上模)成型，最后进行模具矫形。
3.3 二重
二重同样在2010年上半年完成了AP1000主管道热段模拟件的试制及鉴定工作。
AP1000主管道热段模拟件的冶炼、锻造、热处理、弯制和机加工工作均由二重自行完成，其中锻造工作在其16000t压机上完成。
除冶炼外，其制造工艺同渤船重工基本相同。二重 AP1000主管道热段试制件的TP316LN材料采用EAF+LF+VOD冶炼工艺，直接浇注成型。由于未采用电渣重熔工艺，锻造时的钢锭切头率和切尾率均较大，故二重的AP1000主管道产品的钢锭利用率低于渤船重工。
3.4 其他企业
除上述3家单位外，一重、上重等企业也在进行AP1000主管道热段模拟件的研制工作，但目前均未完成。
一重的AP1000主管道热段模拟件的试制工艺特点如下:
(1)同二重一样，采用EAF+LF+VOD冶炼工艺，但之后进行真空浇注。
(2)锻造在15000t压机上进行，支管未采用拐锻成型，故锻造钢锭的重量较大，超过了100t。
(3)拟采用的弯制方式为热成型。
二重的AP1000主管道热段模拟件的试制工艺特点如下:
(1)外购钢锭，在厂内进行电渣重熔。
(2)锻造在16500t压机上进行，支管拐锻成型。
(2)拟采用的弯制方式也是热成型。
从上述国内单位的AP1000主管道热段模拟件的试制情况可以看出，为保证AP1000主管道产品的各项质量指标满足规定的技术要求，并适当地降低制造成本，在工艺的选择上应充分考虑下述因素:
(1)冶炼
尽管可通过AOD或LF+VOD两种方式进行控氮超低碳奥氏体不锈钢的冶炼，但实践表明，LF+VOD的冶炼质量较难控制，如再加上真空浇注的话，钢锭质量的稳定性就更难保证了。
对钢锭进行电渣重熔，可得到更为致密的组织，这既可以简化锻造工艺，又可使钢锭的晶粒度和力学性能更易于达到技术规格书的要求。此外，锻造前对钢锭进行电渣重熔，还可以获得更高的钢锭利用率。
(2)锻造
就锻造理论而言，为保证最终锻造产品的质量，应优先选择大吨位的压机。为得到更为细化的晶粒，在锻造工艺的设计上，应尽量减少锻造的火次。此外，支管的拐锻方式，显然即可以降低钢锭的重量，又可以缩短锻件粗加工的时间。
(3)弯制
冷弯、热弯的方式都有成功的先例，但必须合理组选模具的规格及布置、弯制次数、热弯温度、压扁椭圆度等工艺参数，否则可能导致弯制失败。
4 AP1000主管道制造许可证的申请和颁发
我国自1992年开始对民用核安全设备的设计、制造和安装等活动实施市场准入制度。开展民用核设备制造活动的单位，必须首先取得国家核安全局颁发的制造许可证。自2008年以来，渤船重工、二重、一重、上重、吉林中意等单位先后向国家核安全局提交了AP1000主管道制造许可证取证申请。为推进AP1000项目的顺利实施，国家核安全局对上述单位的AP1000主管道制造取证申请非常重视，积极立项，并投入了相当大的审评力量进行详细的技术审查。
随着AP1000主管道热段模拟件试制及鉴定工作的完成，渤船重工和二重的取证审查工作目前已基本结束 (目前正处于网上公示和行政审批环节)，吉林中意的取证审查工作也已进入最后的阶段。估计这3家单位会在2010年内拿到国家核安全局颁发的AP1000主管道制造许可证。
二重、上重的AP1000主管道制造许可证取证审查工作还在进行中，这两家单位是否能够获得AP1000主管道的制造许可，将主要取决于其是否能够成功完成AP1000主管道热段模拟件的试制工作。
5 结束语
随着我国核电设备国产化战略的逐步推进，经过20多年的发展，第二代压水堆核电站关键设备的国产化比例已经达到了一个比较高的水平。核电建设也推动了我国装备制造企业技术能力和管理水平的提升。但对于已经开工建设的AP1000、EPR等第三代核电机组，由于设计变化、技术要求提高等原因，在关键设备的国产化方面，国内企业还必须开展大量的攻关工作。
AP1000主管道热段模拟件的试制成功表明，我国有相当一部分企业已具备了较强的制造能力，尤其表现在装备能力上。对于第三代核电站的关键设备，通过对国外技术的引进和消化，以及企业自身的重视和投入，国内已经具备了国产化的基础。然而，我们也应该看到，在设备的质量和稳定性方面，国内企业的研发能力、工艺水平、管理现状等同国外同类企业相比还存在着不小的差距。对此，我们必须有清醒的认识。国内装备制造企业必须重视企业创新能力的培育，加大产品研发的投入，并持续改进产品的质量保证体系，为第三代核电站关键设备自主化目标的实现创造有利条件。
The Localization Developm ent and Manufacture License Review of AP1000 Prim ary Piping
NA Fuli
(Suzhou Nuclear Power Research Institute，Suzhou 215004，China)
The fabrication specification of AP1000 primary piping is described at first，then the domestic development status of AP1000 RCS hot leg piping is summarized，the state of license application and issue is introduced at last.
AP1000;primary piping;development;licensing
