AP1000蒸汽发生器锻件制造的难点及其国产化
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Technology, 200237, Shanghai） Abstract: Steam Generators, which require strict manufacturing technique, are critical equipments of AP1000 nuclear island. This paper briefly introduces the structure and the materials of steam generators, and introduces some manufacturing difficulties of critical forgings of steam generators, such as tubesheet, transition cone and channel head. According to the manufacturing experience of Sanmen Unit 1 and Haiyang Unit 1 steam generator forgings, some aspects need to be paid attention to, and some problems & lessons have been concluded during fabrication. Finally, some localized suggestions are put forward for the fabrication of AP1000 steam generator forgings. Key Words: AP1000; Steam Generator; Forgings; Localization
1 前言
蒸汽发生器是压水堆核电站中的关键设备，是核岛中一、二回路进行热能转换、传递的热交换设备， 其一次侧为一回路压力边界，在服役期间承受高温、高压、强放射性，二次侧为核蒸汽产生区，一、二 回路及其介质之间由U型换热管和管板构成隔离层[1]。
AP1000蒸汽发生器属于核安全A级，抗震等级为I类，设计寿命为60年。由于其一次侧与二次侧的 温度、压力、放射性的差异，其内部质量和锻件的制造质量是极其重要的，直接影响到核电站成套装备 的整体水平、维护和长期运行可靠性[1]-[3]。
三门1号蒸汽发生器的两块管板分别于2008年5月和6月在韩国斗山重工完成堆焊，在用0°和70°探 头对堆焊表面进行UT检查中，发现1A管板有135条深10~10.4mm的裂纹，1B管板有14条深9~10mm的裂 纹，这些裂纹基本都集中在1900mm直径的中心区域。在对1A管板裂纹处堆焊表面机加工掉10~10.4mm 后进行PT检查时发现约有100条裂纹，对1B管板裂纹处堆焊表面进行9.2~14.7mm的打磨后的PT检查时 发现14条裂纹被完全去除。对机加工以外的堆焊表面再次进行UT检查时，发现两块管板都有新增裂纹。 斗山重工随后对所有可能产生这些裂纹的影响因素进行根本原因分析，包括基础金属及其残余应力情 况、焊材氢吸收、堆焊预热和焊后热处理问题、焊接热输入等。经分析表明，管板堆焊裂纹产生的原因 主要有焊接残余应力和堆焊过程中的氢致裂纹。针对堆焊裂纹斗山采取的纠正措施：（1）在第一层、第 二层堆焊后，要进行焊后热处理消除残余应力，并使用0°和70°探头进行UT检查，以检测堆焊的熔合 度和堆焊裂纹；（2）堆焊前进行预热，焊接过程中堆焊温度须大于150℃，并对特定位置进行测量。工 艺改进后避免了堆焊裂纹的产生。
1.20~1.50
0.10~0.30
P
0.25
≤0.018
1.20~1.55
S
0.25
≤0.005
Байду номын сангаас
0.008
Si
0.15~0.40
0.15~0.40
0.008
Ni
0.40~1.00
0.40~1.00
0.80
Cr
0.25
0.10-0.25
0.25
Mo
0.45~0.60
0.45~0.60
0.45~0.55
为了满足高的机械性能，AP1000蒸汽发生器锻件在锻造后、粗加工前要求在870℃~970℃保温6小 时的正、回火处理，以改善锻件的切削性能，锻件粗加工后在870℃~920℃保温6小时的调质处理，以细
化晶粒，提高锻件的机械性能，试验材料要求在595℃~621℃小时保温48小时的模拟焊后热处理。
3.3 管板的制造难点
3.1 化学成分控制
化学成分是影响材料性能的基础因素。蒸汽发生器是压水堆一回路向二回路转化的设备，属于一回 路承压边界，其化学成分指标和断裂韧性指标要求更高。ASME规范中SA508-Ⅲ钢的化学成分与国内 650MW核电机组要求如表1所示[2],[4]。此表中的成分采用重量百分比。
表1 AP1000与650MW核电机组蒸汽发生器锻件的化学成分比较
试验项目
温度
物理性能
轴向
周向
拉伸试验
室温
冲击试验 落锤及补充冲击
TNDT+33
抗拉强度 (MPa) 屈服强度 (MPa)
伸长率 A% 端面收缩率 Z% 单个试样最小值 J 最小侧向膨胀 mm RTNDT（℃）
—— —— —— —— ≥68 0.9
620~795 ≥450 ≥16 ≥35
≤-21℃
为了达到-21℃的RTNDT温度和保证比较均匀的材质，需要严格控制杂质元素、残余元素和有害气体 的含量。研究和实践表明，为了提高钢的韧性，减少辐照敏感性，需要采取的措施有[3]-[5]：
95mm，水室封头壁厚为254mm，每段高度3m多。厚壁和大尺寸锻件使得钢锭粗重，锻件尺寸重量比较
大，在锻造过程中翻转比较困难。为了在截面厚度方向上得到均匀的性能，必须对厚壁锻件进行均匀和
强有力的热处理，并在锻造过程中施加足够压力，以打碎铸态组织，细化晶粒，提高锻件的致密性。对
实心或厚壁锻件要进行中心压实，以保证芯部的组织和性能满足技术条件要求。
EH
ER
序号
大锻件
数量/台
E
A
下筒体A
1
B
下筒体B
1
D
C
下筒体C
1
TC
锥形筒体
1
TC
D
上筒体D
1
C
E
上筒体E
1
EH
椭球封头
1
B
ER
椭球封头环
1
A
TS
管板
1
TS
CH
水室封头
1
CH
图1 蒸汽发生器主要锻件 Fig.1 Major Forgings map of Steam Generator
3 制造难点分析
强压）进行一次压实，然后再用翻身中心压实进行第二次压实。经粗加工后对整个锻件体积进行超声波
检测，对所有表面进行磁粉检测。管板示意图如图2所示。
4391mm
4191mm
3979.6mm
4487.7mm
图2 蒸汽发生器管板
Fig.1 Tubesheet of Steam Generator
AP1000蒸汽发生器管板成品是直径4488mm，厚度为797mm的饼状实心锻件，锻造工艺为敦粗成形， 加工后的管板与冷却剂接触的表面需分区堆焊一层厚度至少为6.6mm的Inconel 690镍基合金和不锈钢， 堆焊后的管板钻孔20050个，U型传热管插入孔内、端面与堆焊层焊接。因此，管板堆焊也是管板制造 的关键工艺之一。
常温机械性能参照ASME规范，如表2所示。其断裂韧性指标和冲击韧性要求都比较高。实际制造 的产品也验证了这一点。
表2 AP1000核电机组蒸汽发生器锻件的机械性能
Table 2 Mechanical performance of Steam Generator forgings for AP1000 power plant
（4）大型钢锭在生产中难以避免元素的偏析和内部缺陷的存在，目前采用中间包芯杆吹氩真空浇 铸技术和冒口加热技术可控制大钢锭的成分偏析和提高钢的纯净度，同时可使钢的无塑性转变温度下降 40℃。
（5）镍对提高钢的强度、改善钢的可焊性和降低无塑性转变温度都是有益的，但钢中残余铜含量 较高时，镍有增强铜对钢辐照脆化倾向的有害作用，且镍含量较高的材料经过辐照后生成的物质放射性 比较强；另外，在高中子注量时发生二阶段的n-α反应，因此镍的含量不宜过高，取中上限为佳。
关键词：AP1000；蒸汽发生器；锻件；国产化
中图分类号：
文献标识码：
文章编号：
The Fabrication Difficulties of AP1000 Steam Generator
Forging and its Localization
WANG Ying-jie1 ZHAO Yu-qiang2 （1. State Nuclear Power Engineering Company, 200233, Shanghai；2. East China University of Science and
管板是蒸汽发生器中技术要求最高、生产周期最长的部件，在保证锻件心部的锻造比和材料性能
方面难度较大。浇注过程中，心部会存在密集性超标缺陷，例如：非金属类杂质、白点和内部疏松。非
金属类杂质和白点可以在冶炼、浇注、热处理等方面采取措施予以解决，而内部疏松则是钢锭中固有的
缺陷，必须选用合适的锻造比和特殊的锻造方法来消除。例如双重压实法，即下料时采用WHF（宽砧
AP1000蒸汽发生器锻件的制造周期较长，是核电站设备制造的关键技术之一。其毛坯尺寸大，重 量重，材质的纯净度、致密度和各项理化、机械性能指标要求都非常高，是综合材料、冶炼、锻造、热 处理、探伤和测量为一体的高技术产品。
2 AP1000蒸汽发生器主要锻件
AP1000蒸汽发生器锻件材料为锰-钼-镍低合金钢，在ASME规范里材料牌号为SA508 Gr 3 Cl 2，要求总 锻造比不低于3.5，制造规范采用ASME第Ⅲ卷NB部分，制造中不允许任何形式的补焊。蒸汽发生器体积 大，每台设备主要有10个大锻件，如图1所示。其关键锻件为管板、锥形筒体和水室封头。
1 前言
蒸汽发生器是压水堆核电站中的关键设备，是核岛中一、二回路进行热能转换、传递的热交换设备， 其一次侧为一回路压力边界，在服役期间承受高温、高压、强放射性，二次侧为核蒸汽产生区，一、二 回路及其介质之间由U型换热管和管板构成隔离层[1]。
AP1000蒸汽发生器属于核安全A级，抗震等级为I类，设计寿命为60年。由于其一次侧与二次侧的 温度、压力、放射性的差异，其内部质量和锻件的制造质量是极其重要的，直接影响到核电站成套装备 的整体水平、维护和长期运行可靠性[1]-[3]。
三门1号蒸汽发生器的两块管板分别于2008年5月和6月在韩国斗山重工完成堆焊，在用0°和70°探 头对堆焊表面进行UT检查中，发现1A管板有135条深10~10.4mm的裂纹，1B管板有14条深9~10mm的裂 纹，这些裂纹基本都集中在1900mm直径的中心区域。在对1A管板裂纹处堆焊表面机加工掉10~10.4mm 后进行PT检查时发现约有100条裂纹，对1B管板裂纹处堆焊表面进行9.2~14.7mm的打磨后的PT检查时 发现14条裂纹被完全去除。对机加工以外的堆焊表面再次进行UT检查时，发现两块管板都有新增裂纹。 斗山重工随后对所有可能产生这些裂纹的影响因素进行根本原因分析，包括基础金属及其残余应力情 况、焊材氢吸收、堆焊预热和焊后热处理问题、焊接热输入等。经分析表明，管板堆焊裂纹产生的原因 主要有焊接残余应力和堆焊过程中的氢致裂纹。针对堆焊裂纹斗山采取的纠正措施：（1）在第一层、第 二层堆焊后，要进行焊后热处理消除残余应力，并使用0°和70°探头进行UT检查，以检测堆焊的熔合 度和堆焊裂纹；（2）堆焊前进行预热，焊接过程中堆焊温度须大于150℃，并对特定位置进行测量。工 艺改进后避免了堆焊裂纹的产生。
1.20~1.50
0.10~0.30
P
0.25
≤0.018
1.20~1.55
S
0.25
≤0.005
Байду номын сангаас
0.008
Si
0.15~0.40
0.15~0.40
0.008
Ni
0.40~1.00
0.40~1.00
0.80
Cr
0.25
0.10-0.25
0.25
Mo
0.45~0.60
0.45~0.60
0.45~0.55
为了满足高的机械性能，AP1000蒸汽发生器锻件在锻造后、粗加工前要求在870℃~970℃保温6小 时的正、回火处理，以改善锻件的切削性能，锻件粗加工后在870℃~920℃保温6小时的调质处理，以细
化晶粒，提高锻件的机械性能，试验材料要求在595℃~621℃小时保温48小时的模拟焊后热处理。
3.3 管板的制造难点
3.1 化学成分控制
化学成分是影响材料性能的基础因素。蒸汽发生器是压水堆一回路向二回路转化的设备，属于一回 路承压边界，其化学成分指标和断裂韧性指标要求更高。ASME规范中SA508-Ⅲ钢的化学成分与国内 650MW核电机组要求如表1所示[2],[4]。此表中的成分采用重量百分比。
表1 AP1000与650MW核电机组蒸汽发生器锻件的化学成分比较
试验项目
温度
物理性能
轴向
周向
拉伸试验
室温
冲击试验 落锤及补充冲击
TNDT+33
抗拉强度 (MPa) 屈服强度 (MPa)
伸长率 A% 端面收缩率 Z% 单个试样最小值 J 最小侧向膨胀 mm RTNDT（℃）
—— —— —— —— ≥68 0.9
620~795 ≥450 ≥16 ≥35
≤-21℃
为了达到-21℃的RTNDT温度和保证比较均匀的材质，需要严格控制杂质元素、残余元素和有害气体 的含量。研究和实践表明，为了提高钢的韧性，减少辐照敏感性，需要采取的措施有[3]-[5]：
95mm，水室封头壁厚为254mm，每段高度3m多。厚壁和大尺寸锻件使得钢锭粗重，锻件尺寸重量比较
大，在锻造过程中翻转比较困难。为了在截面厚度方向上得到均匀的性能，必须对厚壁锻件进行均匀和
强有力的热处理，并在锻造过程中施加足够压力，以打碎铸态组织，细化晶粒，提高锻件的致密性。对
实心或厚壁锻件要进行中心压实，以保证芯部的组织和性能满足技术条件要求。
EH
ER
序号
大锻件
数量/台
E
A
下筒体A
1
B
下筒体B
1
D
C
下筒体C
1
TC
锥形筒体
1
TC
D
上筒体D
1
C
E
上筒体E
1
EH
椭球封头
1
B
ER
椭球封头环
1
A
TS
管板
1
TS
CH
水室封头
1
CH
图1 蒸汽发生器主要锻件 Fig.1 Major Forgings map of Steam Generator
3 制造难点分析
强压）进行一次压实，然后再用翻身中心压实进行第二次压实。经粗加工后对整个锻件体积进行超声波
检测，对所有表面进行磁粉检测。管板示意图如图2所示。
4391mm
4191mm
3979.6mm
4487.7mm
图2 蒸汽发生器管板
Fig.1 Tubesheet of Steam Generator
AP1000蒸汽发生器管板成品是直径4488mm，厚度为797mm的饼状实心锻件，锻造工艺为敦粗成形， 加工后的管板与冷却剂接触的表面需分区堆焊一层厚度至少为6.6mm的Inconel 690镍基合金和不锈钢， 堆焊后的管板钻孔20050个，U型传热管插入孔内、端面与堆焊层焊接。因此，管板堆焊也是管板制造 的关键工艺之一。
常温机械性能参照ASME规范，如表2所示。其断裂韧性指标和冲击韧性要求都比较高。实际制造 的产品也验证了这一点。
表2 AP1000核电机组蒸汽发生器锻件的机械性能
Table 2 Mechanical performance of Steam Generator forgings for AP1000 power plant
（4）大型钢锭在生产中难以避免元素的偏析和内部缺陷的存在，目前采用中间包芯杆吹氩真空浇 铸技术和冒口加热技术可控制大钢锭的成分偏析和提高钢的纯净度，同时可使钢的无塑性转变温度下降 40℃。
（5）镍对提高钢的强度、改善钢的可焊性和降低无塑性转变温度都是有益的，但钢中残余铜含量 较高时，镍有增强铜对钢辐照脆化倾向的有害作用，且镍含量较高的材料经过辐照后生成的物质放射性 比较强；另外，在高中子注量时发生二阶段的n-α反应，因此镍的含量不宜过高，取中上限为佳。
关键词：AP1000；蒸汽发生器；锻件；国产化
中图分类号：
文献标识码：
文章编号：
The Fabrication Difficulties of AP1000 Steam Generator
Forging and its Localization
WANG Ying-jie1 ZHAO Yu-qiang2 （1. State Nuclear Power Engineering Company, 200233, Shanghai；2. East China University of Science and
管板是蒸汽发生器中技术要求最高、生产周期最长的部件，在保证锻件心部的锻造比和材料性能
方面难度较大。浇注过程中，心部会存在密集性超标缺陷，例如：非金属类杂质、白点和内部疏松。非
金属类杂质和白点可以在冶炼、浇注、热处理等方面采取措施予以解决，而内部疏松则是钢锭中固有的
缺陷，必须选用合适的锻造比和特殊的锻造方法来消除。例如双重压实法，即下料时采用WHF（宽砧
AP1000蒸汽发生器锻件的制造周期较长，是核电站设备制造的关键技术之一。其毛坯尺寸大，重 量重，材质的纯净度、致密度和各项理化、机械性能指标要求都非常高，是综合材料、冶炼、锻造、热 处理、探伤和测量为一体的高技术产品。
2 AP1000蒸汽发生器主要锻件
AP1000蒸汽发生器锻件材料为锰-钼-镍低合金钢，在ASME规范里材料牌号为SA508 Gr 3 Cl 2，要求总 锻造比不低于3.5，制造规范采用ASME第Ⅲ卷NB部分，制造中不允许任何形式的补焊。蒸汽发生器体积 大，每台设备主要有10个大锻件，如图1所示。其关键锻件为管板、锥形筒体和水室封头。
