核电大型锻件技术特点及现状

·４２·　小器柱采　２０１８年第３期　

ＣＡＰ１０００核主泵闭式锻造叶轮加工技术　

徐文吉ｔ，２　贾允·，　李颖奇　刘祥松　

（１一哈尔滨工业大学，哈尔滨，１５０００１；２．哈尔滨电气集团有限公司，哈尔滨，１５００２８；　３一哈尔滨电气动力装备有限公司，哈尔滨，１　５００６６）　

摘要：ＣＡＰ１０００屏蔽式核主泵作为泵行业的高端设备，是核电站一回路系统中唯一没有实现国产化的设备，其自　主设计、制造及试验是中国推进核电自主化的重点和难点。本文对核电主泵的国内技术现状以及１０００　Ｍｗ核主泵的锻　

造叶轮加工技术进行了介绍。目前国内企业已完成了多项关键技术，如水力部件、隔热屏、换热器、全流量试验等的　

自主化，但核主泵叶轮采用锻件加工的技术并没有完整建立，有待进一步研究。　

关键词：　核电站用泵核主泵锻造叶轮叶轮加工　

中图分类号：ＴＨ３１１　文献标识码：Ａ　

引　言　

官方资料显示，目前中国大陆运行的核电机　

组３０台，总装机容量２８３１万千瓦；在建的核电机　组２４台，总装机容量２６７２万千瓦。其中，在建核　电机组数量排名世界第一，总的核电机组数量位　

居世界第三。按照《中国核电中长期发展规划》目　

标，到２０２０年，中国大陆运行核电装机容量将达　到５８００万千瓦，在建３０００万千瓦左右。目前世　

界上约６０％的核电厂采用压水堆型，而且多以百　万千瓦级为主。　

屏蔽式核主泵是压水堆核电站中最关键的核　岛一回路主设备之一，是核岛内唯一的旋转设备。　主泵为核安全一级、抗震Ｉ类、质保一级设备，　

无备用泵配置，对可靠性要求极高。核主泵发生　运行故障将直接导致反应堆停堆，甚至造成核安　

全事故。核主泵代表着当代泵类产品设计制造的　最高水平。目前，世界上仅有美国、俄罗斯、法　

国、德国、日本、加拿大等少数发达国家掌握其　设计制造技术，而国内核电主泵完全依赖进口，　该设备能否自主设计、制造及试验是中国推进核　

电自主化的重点和难点【　。　ＣＡＰ１０００核主泵是中国核工业集团公司（简称　

三菱最工　在中闲建没的船用柴油机工厂竣～ｌ：　

口木ｊ三菱重ｆ　业２０｛）９年４ｋ］１６口宣布，该公司在山东　省建设的大型船舶用发动机　一已竣工。新工厂是“青　岛齐耀瓦　兰菱亍宦麟山船用柴油机有限公司”（以下称　ＱＭＤ）的制造工　，ＱＭ１）是二菱乖１２２（）０６年９月与芬兰　乩锡兰公司及中旧船舶　工集　合资成立的大犁船舶用　低速柴油机生产销售公一］　三菱覃工将新工厂定位于可　正式涉足巾　市场的据点：　新Ｔ　他于ＱＭＤ总部所在地青岛，将由三菱重Ｔ及　瓦锡兰公司提供技术，生产“三菱ＵＥ”及“　锡兰”品　牌的二冲　低速船　柴油发动机。【　可生产最大钉径　９６ｃｍ￣ｌ＊，Ｊ机型，设备上ｌＬ有最大１２０万马力的年产能力，还　打算根据情况增至３５０万马力。　三菱蕈上、ｆｆ，表示，受经济金融危机的影响，全球船　用市场ｒ｛前处于停滞状态，但巾同已开女台出现恢复征　兆，　且中围市场有挈在［｛］长期内　现明显增长。公司　希望通过新１厂　的建立以满足中田ｆｉ　场的需求，从晰提　高　述两个　粹　：中　市场的影Ⅱ向力。　破局大型铸锻件制造同外垄断　中　第一重型机械集　公ｕＪ为彻底改变　外长期对　高端大型铸锻件制造的垄断局向，从２（）（）７年底开始，正　式启动＿ｒ打造同际一流铸锻钢基地及大型铸锻件　产化　技术改造项目，利用二年时问建设世界一流的铸锻钢基　地，加快推进世界最大铸锻钢生产基地建设。技改总计　投入Ｌ｛（）亿元，曰前　完成全部ｊ二程量的８（Ｉ）％，已开始承　担旧家一　重点工１＝芏的久型铸锻件任务：整个项目达产　后，可年产钢水５［】万吨、锻件２４万吨、铸钢件６万吨，一　次提供钢水７（）｛】吨，浇注最人钢锭６０（）吨，提供最火铸件　５００吨，最大锻件４００吨。　随着我同国民经济持续快速增长，各行业对重大技　术装备的需求曰益迫切，而这些重人技术装备中均含有　大量形状复杂、技术含量高、材料性能特殊的大型铸锻　件，　内产能尢法满足市场需求，大量依赖进口。　一重经过广泛分析调研，果断做出决定，加快建设　国际一流的大型铸锻钢基地，占领技术制高点，增强核　心竞争力，为国民经济发展和旧防建设提供强有力的支　撑。２００６年１２／ｑ，南一重自主设计、制造的世界上最先　进的１．５万吨自由锻造水压机，一次热负荷试车成功，成　为我围制造的首台具有当代控制技术的万吨级自由锻造　水压机，标志着我围大型锻件制造水平和能力跻身国际　先进行列。　目前，铸锻钢基地改造项目已经完成所有新建厂房　的施工及内部辅助设施的安装；供电过渡方案、天然　气、锅炉房、氧气站、厂内运输道路改造已基本就位；　以加强铸件清理、铸件粗加工、热处理和核电粗加工能　力为内容的大型铸锻钢基地完善项目稳步推进；厂区动　力管线改造、厂区给排水管线改造、废钢剪切线、工业　炉燃烧系统改造等一批铸锻钢基地建设项目陆续启动，　开始承担国家目前在建核电项目９０％的大型铸锻件任　务、７ｏ万干瓦以上大型水电站近５０％的大型铸锻件任务；　核电、水电、曲轴三个重大项目已经接近尾声。　～重铸锻钢生产基地项目完成后，核心铸锻造技术　２【】年小落岳，铸锻件产量将达到世界的２５％，这标志着一　重具备核电、水电、火电、船用曲轴、大型冶金轧辊、　大型化工容器、大型成套设备等铸锻件的产业化能力，　从根奉上满足围家建设需要，并具备较强的国际竞争能　力　宝钢　西门子　签订人才培养战略合作协议　近几，宝钢与西门予签订自动化专业技术人才培养　合作协议。宝钢股份副总经理赵估］礼、西门子（中国）有限　公司执行副总裁何维克出席签字仪式。　宗钢与西门ｆ在自动化相关领域开展人才培训、技　术支撑等＿方面的合作已有十多年。为使合作更加广泛深　入，实现优势互补，２００８年６月争２（）０９年３月，宝钢与西　门子就建立自动化技术人才培养战略合作关系进行了多　次交流探讨，最终确立自动化控制新技术交流、培训理　萱　

收稿日期:２０２０￣０４￣１６ 基金项目:国家重点研发计划(课题编号:２０１６ＹＦＢ０３００２０３)ꎮ　作者简介:赵吉庆(１９８４￣)ꎬ男ꎬ硕士ꎬ高级工程师ꎮ主要从事先进耐热材料研究ꎮ高性能９％~１２％Ｃｒ转子钢发展现状及锻件国产化概况

赵吉庆１ꎬ杨　钢１ꎬ赵　林２ꎬ殷会芳１ꎬ包汉生１(１钢铁研究总院ꎬ北京１０００８６ꎻ２烟台台海玛努尔核电设备有限公司ꎬ烟台２６４００３)摘要:概括了火电机组汽轮机转子用铁素体耐热钢的发展现状ꎬ以及国内外生产与应用情况ꎮ介绍了首支ＣＯＳＴ－ＦＢ２国产化锻件的生产试制情况ꎬ并将国产锻件性能与国外报道的数据以及进口转子性能进行对比ꎬ结果表明ꎬ国产锻件能够达到国外水平ꎬ但距少数企业的高水平锻件仍存在差距ꎮ以国内现有的技术现状为基础ꎬ讨论了现阶段高性能转子锻件国产化存在的部分问题ꎬ未来需要在电渣冶炼与组织均匀化等多个方面进行技术攻关ꎮ关键词:汽轮机ꎻ转子锻件ꎻ９％~１２％Ｃｒ铁素体耐热钢ꎻＣＯＳＴ－ＦＢ２分类号:ＴＫ２６５ 文献标识码:Ａ 文章编号:１００１￣５８８４(２０２１)０１￣００７１￣０６ＤｅｖｅｌｏｐｉｎｇｏｆＨｉｇｈ￣Ｐｅｒｆｏｒｍａｎｃｅ９％~１２％ＣｒＲｏｔｏｒＳｔｅｅｌｓａｎｄＬｏｃａｌｉｚａｔｉｏｎＯｖｅｒｖｉｅｗｏｆＦｏｒｇｉｎｇＵｓｅｄｆｏｒＳｔｅａｍＴｕｒｂｉｎｅＲｏｔｏｒｓＺＨＡＯＪｉ￣ｑｉｎｇ１ꎬＹＡＮＧＧａｎｇ１ꎬＺＨＡＯＬｉｎ２ꎬＹＩＮＨｕｉ￣ｆａｎｇ１ꎬＢＡＯＨａｎ￣ｓｈｅｎｇ１(１ＣｅｎｔｒａｌＩｒｏｎａｎｄＳｔｅｅｌＲｅｓｅａｒｃｈＩｎｓｔｉｔｕｔｅꎬＢｅｉｊｉｎｇ１０００８６ꎬＣｈｉｎａꎻ２ＹａｎｔａｉＴａｉｈａｉｍａｎｕｅｒＮｕｃｌｅａｒＰｏｗｅｒＥｑｕｉｐｍｅｎｔＣｏｍｐａｎｙＬｉｍｉｔｅｄꎬＹａｎｔａｉ２６４００３ꎬＣｈｉｎａ)Ａｂｓｔｒａｃｔ:Ｄｅｖｅｌｏｐｉｎｇｓｔａｔｕｓｏｆ９％~１２％Ｃｒｆｅｒｒｉｔｉｃｈｅａｔ￣ｒｅｓｉｓｔａｎｔｓｔｅｅｌｕｓｅｄｆｏｒｓｔｅａｍｔｕｒｂｉｎｅｒｏｔｏｒｓꎬａｓｗｅｌｌａｓｐｒｏｄｕｃｔｉｏｎａｎｄａｐｐｌｉｃａｔｉｏｎｏｆｈｉｇｈ￣ｐｅｒｆｏｒｍａｎｃｅｒｏｔｏｒｆｏｒｇｉｎｇｓｗａｓｓｕｍｍａｒｉｚｅｄ.ＬｏｃａｌｉｚａｔｉｏｎｏｆｔｈｅｆｉｒｓｔＣＯＳＴ￣ＦＢ２ｒｏｔｏｒｆｏｒｇｉｎｇａｎｄｉｔｓｐｒｏｐｅｒｔｉｅｓｗａｓｐｒｅｓｅｎｔｅｄ.ＴｈｅｒｅｓｕｌｔｏｆｃｏｍｐａｒｉｎｇｌｏｃａｌｉｚｅｄＦＢ２ｆｏｒｇｉｎｇｗｉｔｈｆｏｒｅｉｇｎｐｒｏｄｕｃｔｓｓｈｏｗｓｔｈａｔｐｒｏｐｅｒｔｉｅｓｏｆｌｏｃａｌｉｚｅｄｆｏｒｇｉｎｇｃｏｕｌｄａｃｈｉｅｖｅｔｈｅｓｉｍｉｌａｒｌｅｖｅｌｔｏｆｏｒｅｉｇｎｐｒｏｄｕｃｔｓꎬｂｕｔｓｔｉｌｌｈａｖｅａｇａｐｆｒｏｍｔｈｅｈｉｇｈｅｒｌｅｖｅｌｃｏｍｐａｒｉｎｇｗｉｔｈｐｒｏｄｕｃｔｓｏｆａｆｅｗｏｆｆｏｒｅｉｇｎｃｏｍｐａｎｉｅｓ.Ｓｏｍｅｐｒｏｂｌｅｍｓａｂｏｕｔａｃｈｉｅｖｉｎｇｌｏｃａｌｉｚａｔｉｏｎｏｆｈｉｇｈ￣ｐｅｒｆｏｒｍａｎｃｅｒｏｔｏｒｆｏｒｇｉｎｇｓａｔｐｒｅｓｅｎｔａｒｅｄｉｓｃｕｓｓｅｄａｎｄｍａｎｙｔｅｃｈｎｏｌｏｇｉｅｓｉｎｃｌｕｄｉｎｇｅｌｅｃｔｒｏｓｌａｇｍｅｌｔｉｎｇａｎｄｈｏｍｏｇｅｎｉｚａｔｉｏｎｏｆｍｉｃｒｏｓｔｒｕｃｔｕｒｅｓｈｏｕｌｄｂｅｗｏｒｋｉｎｇｏｎｉｎｔｈｅｆｕｔｕｒｅ.Ｋｅｙｗｏｒｄｓ:ｓｔｅａｍｔｕｒｂｉｎｅꎻｒｏｔｏｒｓｆｏｒｇｉｎｇꎻ９％~１２％Ｃｒｆｅｒｒｉｔｉｃｈｅａｔ￣ｒｅｓｉｓｔａｎｔｓｔｅｅｌꎻＣＯＳＴ￣ＦＢ２

《大型铸锻件》　ＨＥＡＶＹ　ＣＡＳ１’ＩＮＧ　ＡＮＤ　ＦＯＲＧＩＮＧ　Ｎｏ．４　Ｊｕｌｙ　２０１２　

核电站压力容器用大型锻件　

超声波检测标准对比　

吴远建　（中国第一重型机械股份公司重型装备事业部，黑龙江１６１０４２）　

摘要：分析比较了ＡＳＭＥ，ＲＣＣＭ相关标准规范中大型锻件制造阶段超声检测方法、时机和验收条件等内　容。对大型锻件制造过程中超声检测技术条件的制定有一定的借鉴意义。　关键词：锻件；超声检测；标准　中图分类号：ＴＧ１１５．２８　５　文献标识码：Ｂ　

Ｕｌｔｒａｓｏｎｉｃ　Ｔｅｓｔ　Ｓｔａｎｄａｒｄｓ　Ｃｏｍｐａｒｉｓｏｎ　ｏｆ　Ｈｅａｖｙ　Ｆｏｒｇｉｎｇｓ　

ｆｏｒ　Ｎｕｃｌｅａｒ　Ｐｏｗｅｒ　Ｓｔａｔｉｏｎ　Ｐｒｅｓｓｕｒｅ　Ｖｅｓｓｅｌ　

Ｗｕ　Ｙｕａｎｊｉａｎ　

Ａｂｓｔｒａｃｔ：Ｔｈｉｓ　ｐａｐｅｒ　ｃｏｍｐａｒｅｓ　ｔｈｅ　ｕｈｒａｓｏｎｉｃ　ｔｅｓｔ　ｍｅｔｈｏｄ，ｔｉｍｅ　ａｎｄ　ａｃｃｅｐｔａｎｃｅ　ｃｏｎｄｉｔｉｏｎ　ａｔ　ｈｅａｖｙ　ｆｏｒｇｉｎｇ　ｍａｎｕ－　￣ｃｔｕｆｉｎｇ　ｓｔａｇｅ　ｉｎ　ＡＳＭＥ，ＲＣＣＭ　ｓｔａｎｄａｒｄｓ．Ｉｔ　ｉｓ　ｈｅｌｐｆｕｌ　ｔｏ　ｄｒａｆｔ　ｕｌｔｒａｓｏｎｉｃ　ｔｅｓｔ　ｓｐｅｃｉｆｉｃａｔｉｏｎ　ｉｎ　ｈｅａｖｙ　ｆｏｒｇｉｎｇ　ｍａｎｕ￣ｃ—　

ｔｕｒｅ　ｐｒｏｃｅｓｓ．　Ｋｅｙ　ｗｏｒｄｓ：ｆｏｒｇｉｎｇｓ；ｕｌｔｒａｓｏｎｉｃ　ｔｅｓｔ；ｓｔａｎｄａｒｄ　

尽管１３本福岛特大核电事故使发展核电的脚　

步有所放缓，但具备安全、高效、清洁等特性的核　能在能源紧缺的中国无疑具有明显的发展优势，　

中国仍将继续发展核电。因此保证核电站一回路　关键设备，特别是反应堆压力容器用锻件的制造　质量意义重大。反应堆压力容器多采用锻焊结　

构，其锻件多使用具有良好可焊性、抗辐照性和较　好冲击性的５０８一ＩＩＩ钢或１６ＭＮＤ５钢制造。制造　

过程中存在的缺陷主要有两种：一是冶炼和浇注　过程中形成的缩孔、疏松、偏析和夹杂物；另一种