AP1000蒸汽发生器制造难点分析

王培河

（1．三门核电有限公司，浙江 三门 317112；

2．黑龙江省电力科学研究院，黑龙江 哈尔滨 150030）

AP1000是美国西屋公司在AP600的基础上开发的第三代先进核电技术，与传统成熟的压水堆核电技术相比，最大的优点是其安全系统采用了“非能动”技术，提高了安全性和经济性以及建造中大量采用模块化建造技术，大大缩短建设周期。

蒸汽发生器是核电站一、二回路的枢纽，主要作用是通过管束的换热作用产生高品质干燥蒸汽（设计干燥度99.90%以上）来驱动汽轮发电机组发电。由于一回路冷却剂流经堆芯带有放射性，因此蒸汽发生器也是一回路压力边界的一部分，用于防止放射性物质外泄。根据国外报道，压水堆核电厂的非计划停堆次数中约有四分之一是因为有关蒸汽发生器问题造成的，因此它对核电厂的安全运行十分重要。

浙江三门核电站1号机组为全球首台在建1 250 MW AP1000机组，西屋公司承包核岛关键设备反应堆压力容器和蒸汽发生器，由韩国斗山重工制造（部分锻件分包给国内某重型厂）。

AP1000机组简化的两回路设计和60 a设计寿期，与目前成熟的CPR1000和二代加普遍使用的三回路或四回路设计和40 a设计寿期相比，AP1000蒸汽发生器尺寸更大、重量更重、材料要求更高、设计、制造更复杂，堪称为当代热交换器技术的最高水平。因此，在制造过程中，需要解决冶炼、锻造、调质处理、钻孔、装配、焊接、局部焊后热处理等许多方面的制造难题。

1 结构特点及制造工艺流程

1.1 结构特点

AP1000蒸汽发生器型号为△125型，主要由以下组件组成：下封头组件、管束组件和下筒体组件、旋风分离器和板式分离器和上筒体组件。采用倒U形管立式布置，自然循环，结构非常紧凑，见图1[1-3]。

图1 AP1000蒸汽发生器结构图Fig.1 Steam generator structure for the AP1000

蒸汽发生器外壳分上段、中段、下段3部分，上段由椭球封头、上筒节E&D组成；中段由锥形筒节、下筒节C&B&A和管板组成；下段是下封头。椭球封头顶部中心开有7个φ150 mm孔来安装文丘里喷嘴，以限制进入主蒸汽接管的蒸汽流量。下封头整体锻造成型其上开有1个φ799.2 mm冷却剂进口接管、2个φ706.7 mm冷却剂出口接管、2个φ471 mm检修人孔和1个φ296 mm非能动余热排出接管。

图2 AP1000蒸汽发生器制造流程图Fig.2 Manufacture flow chart of the AP1000 steam generator

1.2 制造工艺流程图

AP1000蒸汽发生器制造流程简图如图2所示。

2 设计参数及承压材料

2.1 基本设计参数

AP1000蒸汽发生器基本设计参数如表1所示。

2.2 承压材料

蒸汽发生器壳体承压材料全部为SA508Gr.3Cl.2低合金钢锻件，U形管材料为经过特殊热处理SB163 UNS N06690镍基合金管。

表1 AP1000蒸汽发生器基本设计参数Table 1 Basic design parameters of the AP1000 steam generator

SA508Gr.3Cl.2锻件的化学成分实测典型值见表2。力学性能要求及实测典型值见表3。

由表3可以看出，60 a设计寿期和锻件尺寸加大对锻件提出了更高的性能要求，特别是低温断裂韧性。此外，从管板锻件实测值可以看出，目前SA508Gr.3Cl.2超大锻件Rm值偏下限，迫切需要锻件制造厂提高超大锻件调质处理技术水平以提高锻件的整体性能水平。

表2 SA508Gr.3Cl.2锻件的化学成分Table 2 Chemical composition of the SA508Gr.3Cl.2 forging

表3 SA508Gr.3Cl.2锻件力学性能Table 3 Mechanical properties of the SA508Gr.3Cl.2 forging

3 制造难点分析

3.1 锻件的冶炼、浇铸和锻造

为满足AP1000蒸汽发生器SA508Gr.3Cl.2锻件较低的无延性转变温度（NDTT），对钢的纯净度、均匀性提出了更高的要求，因此必须从冶炼、浇铸、锻造和热处理每个过程进行严格控制，目前国内外普遍使用如图3所示的双真空冶炼浇铸技术[6]。

3.1.1 冶炼的控制要点

图3 炼钢和浇铸过程Fig.3 Melting and casting process

精选原材料（严格控制有害元素S、P、H和稀有元素As、Sb、Sn等）和铁合金，采用碱性电炉冶炼加钢包炉外精炼。钢包炉采用吹氩搅拌。钢包炉外精炼的主要任务是最大限度地脱O、脱S、去除非金属夹杂物、脱H、钢液成分调整和升温。

真空处理通过减压和提高Ar搅拌强度，提高熔池的搅拌能，增强液-渣、液-气、渣-气不同物相之间的传质作用。

真空脱气的真空度控制在＜1 000 μm，以足够长的时间（一般10～20 min）充分搅拌熔融金属，使其能充分暴露于抽真空气氛中，充分净化钢液，提高钢水纯净度。

3.1.2 浇铸的控制要点

经过真空处理的钢水要真空浇注，防止钢液二次氧化，保证有效去除气体（根据以往核电设备的制造经验，一般H含量要控制在2×10－6以下，斗山重工就在材料采购规范书中增加了对钢中气体含量分析的要求），得到高纯净度的钢。

由于单个锻件毛坯重达320 t，受单台冶炼设备能力的限制，采用多炉冶炼合浇工艺。合理利用多炉合浇工艺，按照多炉出钢顺序及钢液量的不同，适当控制不同炉次的碳及其他元素成分和出钢温度，以减少大型钢锭在凝固过程中所形成的∧形偏析和区域偏析，并改善钢中夹杂物的上浮条件，获得理想效果。

钢锭冒口使用发热剂发热冒口，使锭身在凝固过程中得到充分补缩；夹杂容易上浮，减少偏析、疏松，缩孔上移；减小了冒口所占钢锭的比例。

3.1.3 锻造的控制要点

采用锥度8%左右、高径比为1.2左右的优质锻件锭形。

钢锭的头尾两端应有足够的切除量以保证只有优质金属保留在最终的锻件上，冒口比例为17%～24%。

为保证锻造效果，实现通过锻造破碎钢锭的铸态组织，焊合钢锭内部的疏松、裂纹、气孔等缺陷，改善第二相化合物及非金属夹杂物在钢中的分布，提高其力学性能，规定总锻比大于3.5。

3.1.4 管板、下封头锻件的控制要点

管板是一、二次侧压力边界的一部分，直径φ4 487.7 mm，厚度784 mm；下封头是蒸汽发生器中承受压差最大的部件，呈半球形，壁厚254 mm，由于表面开有6个大孔，应力状态十分复杂，设计为管孔与封头整体锻造机加成形，技术难度大。

斗山重工将下封头锻件分包给国内某重型厂制造，受国内锻造技术水平限制，该重型厂将水室封头分两体锻造。后来由于斗山锻制成功一体化下封头，最终使用了斗山自制的一体化下封头。

管板和下封头都是由镦粗变形为主锻制而成的大型饼类超厚锻件，内部不易锻透。镦粗工序能否焊合锻件内部疏松取决于镦粗比的大小，所以这类锻件实际镦粗时的变形量很大，内部容易出现横向内裂层状缺陷，超声波探伤废品率高。

3.1.4.1 为保证锻件内部质量，需要采取以下措施

(1) 采用高径比为1.1左右的优质锻件锭型，适当加大水口和冒口的切除量，水口端切除量≥8%，冒口端切除量≥23%。

(2) 采用多次中心压实拔长加镦粗的特殊锻造工艺，加大锻粗比，使锻件实际锻比应达10%以上，保证锻造效果。以图4管板锻造变形过程为例。

3.1.4.2 设计要求材料具有优良的塑性及淬透性

管板和下封头锻件厚大，淬透性差，调质处理过程中需要采取以下措施保证得到下贝氏体组织达到所要求的力学性能。

(1) 严格加强锻造过程控制，使锻件内部组织均匀。

（2）调质处理前进行一次（920±10）℃正火加（670±10）℃高温回火的锻后细化晶粒热处理，增强随后调质热处理的效果。

(3)调质处理过程中严格控制淬火温度（890±10）℃和保温时间，避免晶粒长大，淬火前水槽中冷却水温≤4 ℃，工件出炉后要在5 min内入水槽，工件在水槽中停留时间260～300 m i n，加强水槽中冷却水循环，工件出水温度≤80 ℃。高温回火温度严格控制在635～650 ℃范围内。

图4 管板锻造变形过程Fig.4 Forging process of tubesheet

3.1.5 锥形筒节锻件的控制要点

锥形筒节高度为2 5 0 0mm，大径端φ5 576×120 mm向小径端φ4 417×112 mm过渡。具有直径大，壁厚薄的特点。采用筒体芯棒拔长的锻造方法，使锻件形状和尺寸接近产品。

斗山重工将锥形筒节锻件分包给国内某重型厂制造，但由于在调质热处理过程中工件变形超差报废，斗山最后使用自己锻造成功的备用件。

因此设计合理的防锥形筒节锻件调质热处理变形工装成为控制要点。

3.2 管板管孔的加工

与目前成熟的CPR1000和二代加管板相比，AP1000管板更大、更厚、对孔径公差、节距公差、形位公差及管孔光洁度要求更严、锻件内部组织均匀程度更差，以及管板钻孔时受力不均等因素，需要从以下3方面进行严格控制。

3.2.1 管板的固定

(1) 通过在V形支撑上加垫片和安装可调千斤顶调整钻床与管板X轴平行度≤0.2 mm，Y轴平行度≤0.08 mm；

(2) 用链状钢索夹紧管板，并重新验证管板对中和平行度仍满足上述要求；

(3) 将钻床的X和Y轴移到管板的中心，设为钻孔程序零位，并记录原始坐标，整个钻孔过程中以该坐标点为基点进行调整。1号轴放在管板的中心。

3.2.2 参数的设定

(1) 按评定试验确定的数据输入三轴钻头转速、进给量、冷却剂压力和钻孔深度参数，并保证达到钻头寿命和钻孔所用时间两者间的最佳配置，斗山重工规定BTA钻头寿命最多钻20个管板孔；

(2) 斗山重工推荐的AP1000管板钻头转速为70～100 m/min、进给量为0.10～0.20 mm/rev。

3.2.3 管孔的检查

(1) 检查钻头直径和切削刃，保证φ17.73 mm，每班所用的全部钻头在工作开始前可以在试块上试验；

(2) 在每班钻孔前，检查导向衬套内径，发现φ＞17.78 mm立即更换；

(3) 首钻8个测试孔，QC人员检查对中、孔径、粗糙度、垂直度和相对于管板中心的间距和位置，全部合格后才能正式钻孔。此外，每班至少要抽检一次；

(4) 钻孔过程中，操作工要连续监控钻孔条件，当发现非正常碎裂或刻痕时立即更换导向衬套。至少每10个孔，操作工自检孔径、粗糙度、垂直度和间距，发现偏差及时汇报、分析、处理。

3.3 焊接

3.3.1 管板镍基合金堆焊

AP1000管板一次侧与冷却剂接触的表面，采用690镍基合金带极埋弧堆焊3层，面积约12.4 m2，厚度约10 mm左右，机加到6.6 mm公称厚度。见图5带极堆焊简图。

由于管板堆焊面积大，且690镍基合金堆焊层与SA508Gr.3Cl.2管板的线膨胀系数相差很大，在堆焊层产生较大的残余应力，导致熔合线低合金钢母材侧易产生裂纹缺陷；同时由于镍基合金元素含量高，熔池流动性差，对杂质敏感性大，且堆焊层搭接处存在焊缝形状突变，导致该部位易产生夹渣。

(1) 熔合线裂纹控制

斗山重工在堆焊首台两件管板时，按以往堆焊二代及二代加管板的经验，仅采取焊前预热及第二层堆焊后热消氢处理措施，但三层全部堆焊完成后UT显示两件管板中心直径1 900 mm范围内均发现大量裂纹，深度9～10 mm。经过大量试验分析确定为堆焊层内应力过大加之锻件及焊材含氢量较高所致。

针对裂纹产生的原因，制定管板处理方案，采取第二层堆焊后热消氢处理完成后增加一步中间焊后热处理，以起到进一步消氢和平衡内应力作用，然后堆焊表面层，两件管板返修部位最终UT检查全部合格。

(2) 搭接处夹渣控制

通过模拟试验确定合适的搭接量和焊接规范参数，适当减少1层堆焊厚度，使前焊道边缘形状突变尽可能小，以利于尖角部位排渣。斗山重工推荐的工艺参数见表4。管板堆焊层最终UT检测满足不大于φ3.17 mm平底孔堆焊试块波幅的要求。

3.3.2 下封头隔板焊接

隔板为厚度76.5 mm的SB168 UNS N06690镍基合金板，采用双面坡口全焊透接头型式焊接到下封头内表面不锈钢堆焊层上，焊缝长度约6.3 m。如此大的焊接量产生的焊接收缩易使下封头产生较大的椭圆度，若焊接顺序不当隔板易产生较大的弯曲度，使后序下封头与管板间环缝及隔板与管板上的短板组对错边超差。所以隔板与下封头焊接的难点在于合理控制焊接收缩变形。

图5 带极堆焊简图Fig.5 Diagram for overlaying with pole

表4 带极埋弧堆焊工艺参数Table 4 Technical parameters of strip ESW cladding

通过理论分析、结合以往积累的经验，斗山重工采用分段对称的焊接顺序：将整条焊缝分为多个焊区隔区分段进行焊接，坡口两侧焊接交替进行，由中部向两侧放射方向施焊，顺时针及逆时针方向分层交替进行以使应力部分抵消从而实现控制焊接残余应力的分布状态，降低其峰值；严格控制施焊过程中的层间温度；以及在焊接过程中及时检测隔板弯曲度，以便随时调整焊接措施，使下封头隔板的焊接变形得到有效控制。最终封头的椭圆度及隔板的弯曲度都在≤3 mm公差范围内。

3.4 下封头与管板环焊缝局部热处理

U形管束组件端部装入管板管孔，管端局部点胀定位后焊接密封，焊接完成后沿管板全厚度进行液压胀接。胀接完成后管板与下封头组焊，由于结构限制下封头与管板的环焊缝焊后热处理只能采取局部热处理方式，否则将引起管束的变形及管子与管板胀接性能的破坏。

后续将进行的该局部焊后热处理的难点在于：局部焊后热处理既要达到有效消除水室封头与管板间焊缝的焊接残余应力，又不能由于过高的热处理温度作用而造成近焊缝的管子管板胀接区的胀接力松弛，以及管子管板焊缝的机械性能损害。因此，对该局部热处理所产生的温度场控制十分严格。

需要通过设计合理的局部热处理工装和温度场的模拟计算以及大量的试验确定出能满足要求的温度场。至少要包括环缝区、二次侧手孔区、排污接管区、安全端焊缝区、管板一次侧平面边缘区、二次侧平面边缘区等部位的温度场的要求。在实际产品焊后热处理过程中严格按试验确定的热电偶位置、陶瓷加热板布置和保温方式要求来执行，保证以上各部位温差均控制在温度场要求的范围内。此外，为有效防止管板区域温度过高，需配备紧急冷却装置。

4 结束语

通过总结韩国斗山重工承制的全球首台AP1000蒸汽发生器制造过程中积累的经验，为后续AP1000项目蒸汽发生器等核岛主设备的国内制造提供借鉴和参考。当然更需要国内制造厂在此基础上实现创新，使我国的核电制造技术水平达到世界先进水平。

[1] Westinghouse Electric Company.AP1000 Steam Generator design specification APP-MB01-Z0-101 Rev.2，2009.

[2] Doosan Heavy Industries&Construction. Material Purchase Specification for SA-508 Grade3 Class2 Forgings for AP1000 Project CA-MPS21-001 Rev.2，2009.

[3] Doosan Heavy Industries&Construction. Tube Sheet Drilling for AP1000 Steam Generator Rev.1，2009.

[4] 丁训慎. 压水堆核电站蒸汽发生器的制造[J]. 核电站，2003，(4)：11-18.

[5] 邹小平，等. 秦山核电二期600 MW蒸汽发生器关键焊接技术[J]. 锅炉技术2006，7(4)：5-8.

[6] 刘助柏，等. 大锻件形变新理论新工艺[M]. 北京：机械工业出版社，2009：11-23.

[7] 臧希年，等. 核电厂系统及设备[M]. 北京：清华大学出版社，2006：65-71.