摘要：反应堆压力容器是核反应堆的核心关键部件之一，起着容纳冷却剂、支撑堆芯、密封放射性物质、保持堆内运行压力等作用，属于核安全一级设备，在任何情况下都不允许容器损坏与泄漏，因此对其材料的要求更为严格。本文对核电站反应堆压力容器用钢的性能与应用进行了阐述。
关键词：核电站；反应堆压力容器用钢；性能
核电作为一种相对清洁的能源，正在世界范围内特别是我国迎来了一次前所未有的建设高潮。为了进一步提高单机效率与安全性，设备大型化、一体化是核压力容器(RPV)的技术发展趋势。设备大型化、一体化将导致压力容器总重量与锻件壁厚的增加，从而对压力容器用钢及其制造技术提出了严峻的挑战。
一、RPV钢使用材料的历史发展
经历半个多世纪的发展，Mn-Ni-Mo系低合金高强度钢成为核电站最普遍使用的RPV钢。在实际应用中，人们对这种RPV钢进行了一系列的改良，逐步完善，发展成为今天的A508-Ⅲ钢(美国实验材料学会采用的名称)。A212B为美国轻水堆第一代压力容器材料，用的是焊接性和强度较好的锅炉钢。由于其淬透性和高温性能较差，第二代钢A302B提高Mn含量，并加入Mo元素，以改善其淬透性和高温性能。随着核电站向大型化发展，压力容器也随之增大增厚，为保证厚截面钢的淬透性，20世纪60年代中期又对A302B钢添加了Ni，改进为A533B钢种(锻材为A508-Ⅱ钢)，并以钢包精炼、真空浇注等先进炼钢技术提高钢的纯净度，减少杂质偏聚，同时将热处理由常化(空冷)改为调质处理。自1970年西欧发现A508-Ⅱ堆焊层中存在再热裂纹，进而导致压力容器纵向焊缝耐辐照性能差，人们便将整体压力容器的成型工艺改为整体环锻，发展为目前普遍使用的A508-Ⅲ钢。
A508-Ⅲ钢为Mn-Ni-Mo系低合金钢，其中C为钢的强化元素，能显著提高钢强度，但同时也会降低钢塑性和韧性；Mn、Mo能提高钢的淬透性和高温性能；Ni可提高钢的韧性，尤其是低温韧性；Cr可显著提高钢的淬透性和抗腐蚀能力；而Cu、P、S等为杂质元素，在RPV钢中形成偏聚或析出，损害RPV钢的抗中子辐照性能。
二、核反应堆压力容器用钢成分及性能要求
与508-2相比，美国SA508Gr3钢降低了C、Cr、Mo等碳化物形成元素的含量，以降低再热裂纹的敏感性，在基体堆焊不锈钢衬里时，会降低再热裂纹的倾向。我国的$271钢、德国的20MnMoNi55钢、法国的16MND5钢、日本的SFVV3钢与美国的SA508Gr3钢中主要合金元素含量基本相同。不同之处在于，我国的$271钢加入少量的Nb(0.02％-0.06％)作为晶粒细化元素，而美国的SA508Gr3钢通过微量的V(≤0.05％)作为晶粒细化元素，法国的16MND5钢与德国的20MnMoNi55钢通过加入适量的m形成A1N起到细化晶粒的作用，日本的SFVV3钢虽未加入这些细化晶粒的元素，然而，P、S、Cu等有害元素控制较低，通过优异的炼钢水平，降低了钢中的偏析，削弱了辐照脆化敏感性，提高了钢的综合力学性能。我国早期开发的645-3钢因Ni含量高、锻造性能差、辐照敏感性高，已不再使用。
为了提高反应堆压力容器运行的安全性和可靠性，从国外标准可看出，对RPV钢力学性能的要求除保证一定的室温与高温强度、塑性外，主要是冲击韧性及落锤试验方面，并且各国对取样部位都有严格的规定。例如，根据美国ASME规定，试样取自锻件两端的1/4T×T处(r为锻件的最大热处理厚度)；根据法国的RCC-M规定，从水口端内的1/4T×T取试样；根据德国KWU规定，从距端部80mm×80mm处取样。要求在纵向、切向和径向进行夏氏V型缺口冲击，还需要在一系列温度下进行冲击试验，以确定钢的上下平台能量，并测定冲击断口百分比及侧膨胀量。
期刊文章分类查询,尽在期刊图书馆需要进行落锤试验，以获得参考无延性转变温度。
此外，我国的$271钢、德国的20MnMoNi55钢、法国的16MND5钢、日本的SFvv3钢与美国的SA508Gr3钢性能要求基本相当，但日本的SFVV3钢在低温韧性上要求更高。而美国SAS08G-IN钢在强度、低温韧性方面都优于sA508Go钢及其它同级钢种。
三、核反应堆压力容器用钢冶金工艺
冶炼纯度高、内在质量好的钢锭是保证核反应堆压力容器锻件质量的关键之一。为保证钢锭质量，要求使用转炉钢水或所精选废钢中炼成的钢水，经碱性电弧炉与钢包精炼。为了去除有害气体，特别是氢气，熔融钢水在浇铸前或浇铸过程中应进行真空处理，或用惰性气体保护铸锭。在某些情况下，还将控制化学成分的几炉钢水通过中间包多次倒浇，以避免钢锭偏析。
采用“钢包精炼+真空浇铸”的双真空冶炼浇铸法，能有效控制S、P等杂质，提高钢锭质量。当前，世界各大锻件生产厂家均采用双真空冶炼浇铸制锭。电渣重熔(ESR)也是大型核电锻件钢锭冶炼的重要手段，在大型核电筒体锻件生产中具有很大的优势。为了获得高纯度钢材，除炼钢采用特殊措施外，铸锭技术也不容忽视。大型钢锭的偏析对锻件的冲击韧性有很大的影响。为了尽可能减少偏析，可采用多炉合浇工艺MP法，也可采用空心钢锭与氩气保护底注法，或采用定向凝固新锭型。
四、核反应堆压力容器用钢热处理工艺
为提高成分均匀性，减少偏析，调整细化组织(锻后)，逐步降低钢中氢含量，防止残余氢在偏析区诱发裂纹，反应堆压力容器用钢应在进行性能热处理前进行预备热处理。反应堆压力容器用钢一般采用正火+回火的预热处理工艺。我国645-3钢采用三次等温起伏正火(890±10℃)+长时间高温回火(640±10℃)的预备热处理工艺。美国SA508Gr3钢和德国、法国、日本同级钢种的预备热处理工艺也采用多次正火(870～960℃)+长时间高温回火(640-700℃)的预备热处理工艺。
反应堆压力容器用钢性能热处理一般采用淬火+高温回火调质处理。在热处理过程中，奥氏体化温度、回火温度和相应的保温时间，特别是奥氏体化后的冷却速度对钢的组织与性能有很大的影响。对SA508Gr3钢而言，为了获得最佳的强度与低温韧性，必须在淬火过程中进行快速冷却，并在整个锻件截面上获得贝氏体组织，从而在回火后获得均匀分布的回火贝氏体组织，其调质处理工艺一般为870～960℃水淬+640-670℃高温回火。为提高淬火冷却速度，应尽量减小锻件淬火时壁厚，压力容器锻件在调质前应进行粗加工和超声波检测。为了消除焊后冷却产生的残余应力，提高焊后金属的性能，消除热影响区的硬化，更重要的是防止焊缝裂纹及焊道下氢脆裂纹，为保证压力容器的最终使用性能，需进行焊后消除应力处理。
对不同反应堆压力容器钢种和截面厚度的锻件，美国ASME和法国RCC-M在焊后消除应力处理时的加热冷却速率、保温温度及时间有严格的规定。如美国SA508Gr3钢焊后消除应力处理时，ASME规定温度在800F(427℃)以上，加热、冷却速率不得超过400F/h(204℃/h)除以热处理材料最大厚度的倍数英寸，但不应超过400F/h，也不低于100F/h(38℃/h)。在加热、冷却期间，在任何15英尺长的焊缝间隔内，温度变化不得超过250F(121℃)。法国16MND5钢焊后消除应力处理时，RCC-M中规定的保温时间必须至少为制造过程中实际进行的各个热处理总保温时间总和的80%。
五、核电站压力容器大锻件制造及应用现状
随着核电技术的进步(如第三代压水堆核电站APl000)，核压力容器部件的尺寸不断增大，性能要求也不断提高，对核压力容器的制造提出了严峻的挑战。材料技术是核压力容器制造的关键技术。虽然SA508Gr3钢在我国已生产多年，但在APl000蒸汽发生器、管板等锻件的制造方面仍面临着巨大的技术挑战。近年来，我国重点重型机械制造企业对核电站大型锻件生产进行了大规模技术改造，中国一重、中国二重与上海电气集团等企业的生产装备能力与水平均处于世界先进水平，我国在硬件方面已处于领先地位。国外反应堆压力容器大锻件的生产厂家主要有日本制钢所(JSW)、法国克鲁索公司、韩国斗山重工等，其中JSW在大锻件整体技术上遥遥领先，法国克鲁索公司拥有空心钢锭制造技术，斗山重工大型锻件制造技术近年来发展迅速。
SA508Gr3钢仍是各国(除俄罗斯外)核电站压力容器建设的首选与通用材料，美国1967年以来建造的69座压水堆核电站的压力容器基本上都是SA508Gr3钢，欧洲建造的核电站也基本上都是SA508Gr3钢。然而，随着反应堆压力容器向大型化、集成化方向发展，SAS08Gr3钢在超厚截面上难以保证组织均匀性及性能稳定性。在这种情况下，具有较高强韧性与淬透性的SAS08Gr4N钢可逐渐取代SA508Gr3钢而获得工程应用。
参考文献：
[1]刘同湖.厚壁SA508CL3钢接管段锻件的热处理[J].大型铸锻件，2014(04).
[2]刘正东.钢铁材料技术国产化是实现核电产业自主化的基础[J].中国冶金，2015(11).
论文作者:周美玲
论文发表刊物:《建筑学研究前沿》2019年20期
论文发表时间:2020/1/9
标签：压力容器论文; 反应堆论文; 核电站论文; 美国论文; 性能论文; 钢锭论文; 法国论文; 《建筑学研究前沿》2019年20期论文;