百万千瓦级核电站AP1000 锻造主管道的制造工艺及质量控制

邓 冬 熊冬庆 吕艳新 张发云 黄炳臣

(环境保护部核与辐射安全中心，北京100082)

AP1000 核电技术是我国从美国西屋公司引进的第三代核电技术，也是当前世界上技术最先进、安全性能最高的非能动型压水堆核电技术。AP1000 是一个拥有二环路的压水反应堆，每条环路包括一台蒸汽发生器、两台反应堆冷却剂泵以及一根冷却剂主管道热管段和两根冷管段，另外在其中一个环路上还包含稳压器及相应的连接管道(波动管)［1］。AP1000 主管道热段主要设计尺寸见表1。

表1 AP1000 主管道热段主要设计尺寸

AP1000 主管道不同于第二代核电站采用的铸造不锈钢管，采用的是整体锻造、加工、弯管的超低碳控氮不锈钢管道，要求其冶炼、浇铸、铸造、热处理、深孔加工和弯管等工艺都有较高难度［2］。对设备制造厂的熔炼能力、锻造能力、煨弯成型能力、精加工能力、无损检验以及理化检验能力都提出了新的考验及挑战［3］。AP1000主管道可以最大限度地提高AP1000 核电站在设计基准事故乃至超设计基准事故下的安全性和可靠性。

1 钢锭的冶炼及锻造

AP1000 锻造主管道材质为ASME SA376-TP316LN奥氏体不锈钢，具有较强的耐腐蚀性［4］，高温强度特别好，具有良好的焊接性能，可采用所有标准的焊接方法进行焊接。其化学成分见表2。

表2 ASME SA376-TP316LN 奥氏体不锈钢化学成分(质量分数，%)

针对AP1000 锻造主管道，比较常用的钢锭冶炼工艺有3 种:(1)电弧炉+VODC+电渣重熔;(2)电弧炉+AOD+电渣重熔;(3)电弧炉+VOD+真空浇铸。

采用前两种冶炼工艺，钢锭在结晶组织及纯度上优于第3 种。电渣重熔采用三相电极分布形式和交换式电极更换方式，最终形成钢锭重量80 t。

在冶炼过程中应当注意以下环节:

(1)P、S 的控制:为提高材料的力学性能指标，在冶炼过程中将P 控制在0.020%以下，将S 控制在0.005%以下。

(2)化学成分的控制:微观组织中的铁素体含量，对于材料性能指标和焊接性能也有较大影响，因此需要制定相应措施来确保材料满足相应技术要求。

(3)大型不锈钢钢锭的宏观偏析和钢锭的纯度控制。

对于钢锭的锻造，采用万吨以上压机进行整体锻造，锻压温度控制在900 ～1 200 ℃，锻后空冷或进行消除锻造应力的回火处理。锻造工艺均包括墩粗、拔长、压凸台、整圆等，总的锻造比为4 ～8。

在锻造过程中，如果出炉钢锭表面有裂纹或者在锻造过程中锻件表面出现裂纹，需空冷，用电弧气刨法将裂纹去除后再放入加热炉，重新加热到锻造温度。

锻件坯料粗加工后，进行100%的超声波(UT)和液体渗透(PT)检验，对于管嘴的超声波检验，应采用斜探头和直探头分别检验。

2 主管道的煨弯成型及热处理

锻件坯料粗加工后，炉内加热到1 100 ℃保温至内外温度均匀一致，然后在万吨以上水压机上用专用模具进行煨弯成型，热成型温度为900 ～1 100 ℃，采用热弯成型，煨弯前完成1∶1 碳钢管弯曲试验，弯曲角度误差控制在0.5°。

弯制前通过计算机模拟数值及其它试验件的模拟数据进行弯形参数的优化，通过对弯形模具的修正及模具之间的配合，控制整个弯制过程中的变形量，以满足弯制的要求。

在加热环节，采用台车式燃气炉进行加热，采用热电偶控制炉内温度，共采用6 支热电偶测温，加热温度1 100 ℃，保温时间至少4 h，升温速度不大于70 ℃/h。在压弯环节，锻件出炉后放入工装，进行压弯，当温度降到900 ℃时，重新加热工件至成形温度1 100 ℃，再次出炉进行压弯。压弯过程采用红外测温仪监视锻件温度，保证锻件在900 ℃以上变形。成型后的主管道形状如图1 所示。

图1 煨弯成型后的主管道形状示意图

在热处理之前对弯曲区域和弯曲区两侧进行100%液体渗透(PT)检验。

锻件粗加工、弯曲成型后进行固溶热处理。固溶热处理温度为1 050 ～1 150 ℃，在整个工件保温时允许的最大温度偏差为±20 ℃，保温时间不少于4 h。采用台车式燃气热处理炉进行热处理，整个升温和保温过程采用计算机自动控制，固溶热处理的温度控制如图2 所示。

图2 固溶热处理的温度控制示意图

(1)在温度控制和记录环节，由于AP1000 主管道不允许焊接任何东西，因此测温采用在主管道上布置测温试块，将热电偶与测温试块紧密接触，通过测量试块的温度来测量主管道温度。测温热电偶采用热电偶，镍基高温合金保护。温度由三支直接与管段和弯管段接触的热电偶测量，测量温度信号直接输入自动温控设备控制炉温。

(2)在急冷环节，为了保证冷却速度满足要求，当保温时间满足要求后，工件出炉到入水时间不得超过4 min。采用水池进行水冷，确保工件入水前的水温不高于40 ℃，工件入水后的水温最高不高于70 ℃。为了确保工件的快速急冷效果，工件入水后至少前5 min内使冷却水连续充分地流动，工件入水3 min 内应降至427 ℃以下。

3 无损及理化检验

锻造毛坯的精加工包括了镗内孔和外圆加工，分别在深孔镗床和大型车床上完成［5］。精加工后管道全表面应按照ASME NB - 2546 的标准要求进行100%表面液体渗透检验和验收。

主管道锻件热处理后和最终机加工后应进行100%体积超声检验，根据ASME NB -2540 的要求采用直探头和ASME NB-2550 的要求采用斜探头扫查，验收标准应满足ASME NB-2540，管道和接管端部也应进行UT 检验。

精加工后，对主管道进行全面的尺寸测量，包括内径、外径、椭圆度、壁厚减薄或增厚率、弯曲角度和两接管嘴夹角，弯头部分的内、外表面粗糙度应≤3.2 μm，然后对主管道样品进行理化检验，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等，需要满足晶粒度达到2 级，推荐3 级或更高，无晶间腐蚀裂纹，金相组织应当为奥氏体+孪晶，理化检验结果应当满足表3 的要求。

表3 AP1000 主管道力学性能

机加工后的弯头弯曲部分的截面(垂直于弯头弯曲中心线)椭圆度应小于名义直径的4%。弯曲后弯头的壁厚减薄量应不大于名义壁厚的12.5%。内侧壁厚增厚量应不大于名义壁厚的12.5%。

椭圆度定义为:(Dmax-Dmin)/D ×100%。其中:D为图纸规定的名义直径，mm;Dmax为管子弯曲后的最大直径，mm;Dmin为管子弯曲后的最小直径，mm。

4 结语

压水堆核电站核岛中，主管道是核岛内7 大关键设备之一，称为核电站的主动脉。主管道连接了反应堆压力容器、蒸汽发生器和反应堆冷却剂泵，从而组成一条闭式的循环回路。在核电站中，反应堆压力容器及主管道组成了核电站的第三道安全屏障。主管道所运输的冷却剂含有从反应堆中带来的放射性物质，主管道一旦出现冷却剂泄漏，将会带来巨大的安全问题。所以主管道的制造要求尤其严格，相比较于二代加核电站堆型，作为第三代核电站的AP1000 主管道提出了更高的要求，二代核电站采用碳钢铸造主管道并焊接支管，而AP1000 主管道采用整体锻造，支管和母管一体化锻造，具有更加优良的理化性能，更良好的耐腐蚀性。

［1］林诚格.非能动安全先进核电厂AP1000［M］.北京:原子能出版社，2008.

［2］宋树康，刘志颖，郑建能，等. 第三代AP1000 核电主管道的研制［J］.大型铸锻件，2011(1):1 -4.

［3］潘品李，钟约先，马庆贤，等.大型核电主管道制造技术的发展［J］.锻压装备与制造技术，2011(1):13 -17.

［4］孙凤先，马庆贤. APl000 主管道控制锻造工艺探索［J］. 大型铸锻件，2010(4):30 -32.

［5］卢华兴. AP1000 核电站主管道国产化研制进展［J］. 上海金属，2010，32(4):29 -32.