核电堆内构件大锻件特点及国内研制现状

文/陈永波 张国刚 张智峰 靳海山 上海重型机器厂有限公司（200245）

陈永波（1979年7月～），男，武汉理工大学材料加工工程专业，硕士。现为工程师，从事核电站堆内构件大锻件的锻造研究工作

1 前言

堆内构件是大功率核电站的心脏部件，对保证反应堆压力容器系统的绝对安全可靠至关重要，故核电设计方一般选择耐腐蚀的Cr18-Ni10系列不锈钢制造堆内构件，技术要求十分苛刻。随着核电站功率的日益增大（如从二代核电的300MW、600MW增加至三代核电的1250MW），堆内构件用的不锈钢锻件的尺寸、重量增加，性能指标持续提高，制造亦愈加困难。

上海重型机器厂有限公司（简称上重公司）自2006年开始研发600MW及以上大功率核电堆内构件大锻件，目前取得了显著的进展。

2 堆内构件

2.1 压水堆堆内构件

目前国内运行及在建的核电厂主要为压水堆堆型，包括二代600MW核电、二代改进型1000MW核电和三代AP1000核电。压水堆核电堆内构件位于反应堆压力容器内, 在高温、高压、强辐照下运行, 并且长期承受冷却流体的冲刷，需要承受高中子注量的辐照和冷却剂的腐蚀，而且要在高温、负载工况下保持足够的强度，服役条件十分恶劣，故采用耐腐蚀的不锈钢材料制造。

压水堆堆内构件功能如下：

(1）支承和互换核燃料组件；

(2）正确引导控制棒进行核反应启动、停止、功率调整；

(3）为反应堆温度测量、中子通亮测量提供正确通道；

(4）建立反应堆合理的水流通道；

(5）为反应堆在事故情况下提供二次安全支撑。

在压水堆核电站满功率寿期内，堆内构件必须保持良好的性能, 实现反应堆功能，即使在出现突发事故情况下，仍能保证反应堆结构的完整性和安全性，不致发生控制棒组件的运动受阻及压力边界处冷却剂的外逸。因此, 堆内构件的性能和质量将直接关系着反应堆的运行安全和效率。

2.2 高温气冷堆堆内构件

高温气冷堆是国际公认的新型核反应堆，其主要特点是固有安全性能好、热效率高、系统简单，是第四代核电6种备选堆型之一。在山东石岛湾开工建设的20MW高温气冷堆核电厂将是世界上第一座商业运行的高温气冷堆。

高温气冷堆堆内构件按材料分为陶瓷堆内构件和金属堆内构件。其中金属高温堆堆内构件为直径超过5440 mm、壁厚40 mm、高度约20 m、质量357 t的薄壁筒体结构，密闭安装在反应堆压力容器设备内，主要由堆芯壳、上下支撑板、定位板、压紧板、防旋键等部件组成。

金属堆内构件的功能包括：

(1）对陶瓷堆内构件起支承和限位作用，保证堆内构件的对中要求；

(2）将由堆芯和陶瓷结构来的载荷传递给压力容器；

(3）保证精确定位控制棒孔道、吸收球孔道、燃料球供球管和卸球管、热气导管孔道；

(4）起热屏蔽作用；

(5）堆芯壳的侧壁在停堆过程中起向外传热的作用。

高温堆正常运行时，压力容器设备内一直充满氦气，金属堆内构件设备所承受的温度在104～321℃之间，事故工况下最高平均壁面温度可达500℃左右， 因此高温堆堆内构件锻件所采用的材料不同于压水堆的不锈钢材料，而是耐高温的合金钢12Cr2Mo1。

整个反应堆寿命周期内，金属堆内构件设备在任何工况下都必须保证堆芯结构的完整性和不妨碍吸收球停堆系统的功能及余热导出。

3 锻件技术特点及研制情况

3.1 二代改进型1000MW压水堆核电堆内构件

图1 典型的二代加改进型压水堆堆内构件

图2 高温气冷堆金属堆内构件结构

二代改进型压水堆核电是目前我国核电建设的主要堆型之一，采用RCC-M标准（2000版+2002补遗）设计，功率约为1000MW，设计寿命40年。典型的二代改进型1000MW压水堆核电堆内构件大锻件包括堆芯支承板、上支承板、出口管嘴、吊篮法兰、上支承法兰和压紧弹簧，其中除压紧弹簧采用马氏体不锈钢Z12CN13制造外，其余均采用超低碳奥氏体不锈钢Z3CN18-10制造。

堆芯支承板厚度达450mm，重量超过32吨，是二代堆内构件超低碳奥氏体不锈钢锻件中尺寸、重量最大的锻件，制造难度最高，且根据RCC-M M140标准，在正式制造堆内构件锻件之前，必须对堆芯支承板进行制品评定。此外，作为唯一的马氏体不锈钢锻件，压紧弹簧也需进行制品评定。下面以下堆芯支承板为例简单地介绍制造过程。

堆芯支承板锻件采用60T级大型超低碳奥氏体不锈钢锭制造，需要满足要满足RCC-M规范和采购技术规范提出的力学、金相、晶间腐蚀、无损检测等性能要求。

3.1.1 电渣重溶

电渣重熔不锈钢钢锭具有成分偏析小、钢水纯净度高、钢锭致密度高的优点，在核电用不锈钢大锻件上有成功应用案例，缺点是成本较高。

RCC-M规范规定的堆芯支承板锻件化学成分范围比较宽，冶炼时要综合考虑堆内构件不锈钢大锻件的热加工性能、机械性能、耐蚀性能等要求，选择、控制钢的最佳成分。为了保证不锈钢锻件在热变形时有满意的塑性，必须限制有害及残余元素（S、P、Pb、Sn、As、Sb）的含量；为了减少不锈钢腐蚀产物中Co等放射活化对运行、维护人员的危害，堆内构件不锈钢一般要求Co ≤ 0.10%。

图3 在200t电渣重熔炉上进行重熔铸锭

图4 60t级电渣重熔钢锭脱模

3.1.2 锻造

奥氏体不锈钢的热加工变形抗力高, 比一般碳钢约高1.6～2倍, 且温度越低, 相差越显著，因此锻造温度范围很窄。堆芯支承板在锻造过程中极易产生裂纹，如清理不当，则易产生锻造缺陷甚至报废。同时为获得细化均匀的组织，要保证每火次的锻造比，特别最后一火次要保证足够的变形量。

165MN油压机和350t·m锻造操作机具有自动化程度高、锻造精度高的特点，在锻造过程可快速、准确的完成每一次锻造操作，有效的保证了堆内构件不锈钢锻件的锻造质量。

3.1.3 固溶处理

固溶处理的温度, 要选择得能使碳化物和脆性相在加热时充分溶解，但也不宜过高，以免因温度过高引起晶粒粗化和增加晶间腐蚀敏感性；且固溶处理的温度影响锻件的机械性能，随着固溶处理温度增高, 屈服强度和抗拉强度降低, 延伸率和断面收缩率增加。因此，为获得合格的锻件，必须合理地选择固溶处理工艺参数。

上重制造的堆芯支承板、压紧弹簧评定件的性能优异，各项性能指标达到国际先进水平，已成功通过RCC-M制品评定。在通过评定后，1000MW压水堆核电堆内构件锻件在上重已进入批量制造阶段，至2011年上半年，累计交货二十余套堆内构件，用于辽宁红沿河、福建宁德、浙江方家山、广东阳江、广西防城港等多个在建核电项目。

3.2 AP1000项目堆内构件

AP1000核电站是美国西屋公司设计的第三代压水堆核电站，采用ASME标准设计，功率约为1250MW，设计寿命达60年，是我国后续核电建设的主力堆型之一。与二代加改进型1000MW压水堆核电堆内构件相比，由于功率增大、寿命延长，锻件化学成分控制更严，性能指标要求更高。

AP1000项目堆内构件大锻件主要包括下堆芯支撑板、堆芯罩底板、吊篮筒体法兰、上堆芯板、上部支撑板、上支撑法兰、吊篮筒体管嘴、下堆芯支撑板通道塞和压紧弹簧等锻件，上述锻件除压紧弹簧采用马氏体不锈钢403修正外，其余为奥氏体不锈钢F304和F304H。

AP1000压紧弹簧采用403修正制造，在提出较高的强度要求外，还对低温韧性有严格要求。与二代加核电相比，由于提高低温韧性的元素Ni含量从约1.5%下降至≤ 0.5%，低温韧性指标特别是夏比V型冲击侧向膨胀量的要求难以满足。目前此难题在国内外均未得到有效解决。

上重公司在进行大量工艺试验的基础上，现完成AP1000压紧弹簧锻件的投料，预计2011年下半年可以完成制造，实现AP1000项目核电堆内构件成套锻件国产化的目标。

3.3 高温气冷堆堆内构件

高温堆堆内构件主要大锻件有：上法兰段、上支承板、监督材料、出球连接管和热气导管法兰等锻件，均采用12Cr2Mo1材料。

由于高温堆堆内构件锻件采用合金钢12Cr2Mo1制造，采用真空精炼技术即可满足冶金质量要求，故上重未采用成本高昂的电渣重熔技术，而是采用真空精炼+真空浇注获得锻件所需钢锭。

高温堆堆内构件12Cr2Mo1锻件的制造难点主要为RTNDT落锤试验易出现不合格。

12Cr2Mo1材料主要应用于石化行业设备，且无RTNDT落锤试验技术考核指标。本次应用在高温堆堆内构件锻件上时要求RTNDT≤-25˚C。在制造在高温堆堆内构件锻件前，国内对于该材料并无相关RTNDT落锤试验经验。

在高温堆堆内构件锻件的制造过程中，多个锻件出现RTNDT落锤试验不合格。由于不合格锻件的冲击韧性往往良好，甚至在-20˚C时夏比V型冲击值依然能达到300J，故焊缝质量不稳定是造成RTNDT落锤试验不合格的主要原因。

根据美国金属协会提出的碳当量（Ce）计算公式：

Ce=C+Mn/6+(Cr+Mo+V)/5+(Si+Ni+Cu)/15

12Cr2Mo1材料的Ce在0.9左右，属于难焊材料，在焊接时必须制定合适的焊接制度并严格操作，否则难以保证焊缝力学性能。

上重与上海交通大学合作，对落锤试验试样的焊接工艺进行了反复优化，制订了严格的焊接操作规则，最终使RTNDT降低至到-35˚C以下，顺利地完成了高温气冷堆堆内构件全套产品的生产，为实现为高温气冷堆的国产化做出了贡献。

4 小结

核电堆内构件大锻件在核电站建设、国防军工等国家战略性产业中具有举足轻重的地位。国际上仅限于日本、法国、韩国等极少数国家拥有该锻件制造能力，且要价高昂且交付期没有保证，使之需求成为我国核电高速发展的关键瓶颈之一，直接制约着核电工程的建设进程。

目前，上海电气是中国唯一一家核电堆内构件成套设备制造商，而上海重型机器厂有限公司作为上海电气的子公司，承担了锻件的制造任务。1000MW压水堆核电堆内构件大锻件、AP1000项目堆内构件大锻件和高温气冷堆堆内构件大锻件在上重公司研制成功，为上海电气实现大功率核电堆内构件成套设备国产化奠定了基础，为提升上海电气甚至中国先进制造业的技术水平做出了贡献。