压水堆核电站反应堆压力容器材料概述
李承亮,张明乾
(深圳中广核工程设计有限公司上海分公司,上海200030)
摘要 反应堆压力容器是核电站重要部件之一,综述了反应堆压力容器材料的发展历程、性能要求、在役辐照脆化、制造现状等,指出A5082Ⅲ钢具有优良的焊接性、较高的淬透性和抗中子辐照脆化性,并具有良好的低温冲击韧性和较低的无延性转变温度等优点。分析了该钢的化学成分、制造工艺与性能之间的关系,对反应堆压力容器材料国产化的实现与未来发展方向的指引有一定的参考作用。
关键词
压水堆核电站 反应堆压力容器 材料 辐照脆化Overview of Reactor Pressure Vessel Steel in PWR Nuclear Power Plant s
L I Chengliang ,ZHAN G Mingqian
(Shanghai Branch ,China Nuclear Power Design Company Ltd.(Shenzhen ),Shanghai 200030)
Abstract Reactor pressure vessel is one of the key components to PWR nuclear power plants.The development of reactor pressure vessel steel and its performance requirements ,in 2service irradiation embrittlement ,and manufactur 2ing status ,etc are summarized.It is demonstrated that A5082Ⅲsteels have advantages such as good weld 2ability ,high hardenability and enhanced resistance to neutron irradiation damage ,as well as excellent low 2temperature impact toughness and lower transition temperature without ductility.In addition ,the relation of chemical composition and fab 2rication techniques to mechanical properties is also analyzed.This paper will provides an reference for directing the suc 2cess of the localization and f uture development of reactor pressure vessel steel to some extent.
K ey w ords PWR power plant ,reactor pressure vessel ,materials ,irradiation embrittlement
李承亮:男,1982年生,助理工程师,硕士,从事核电站核岛主设备材料设计、研究以及先进核能系统研究等工作 E 2mail :licliang @
随着国家核电中长期发展规划的颁布,未来相当长时间内
我国将大力发展压水堆核电站。反应堆压力容器是在高温、高压流体冲刷和腐蚀,以及强烈的中子辐照等恶劣条件下运行的,因此在ASM E 规范第XI 卷要求,反应堆压力容器应采用优质材料、严格制造、完善的试验和检查技术,且在服役期间应定期地进行检查。SA508系列钢是随着反应堆压力容器的大型化和整体化发展起来的,适用于制造压力容器顶盖、筒体、法兰、封头等锻件,在压水堆核电站中还应用于蒸汽发生器压力壳、稳压器压力壳和主泵压力壳等部件。
1 反应堆压力容器结构和作用
功率在1000MW 及以上的普通压水堆核电站反应堆压力
容器设计压力高达17MPa ,设计温度在350℃左右,直径近5m ,厚度超过20cm ,有的单件铸锭毛重达500多吨,设计寿命至少要求40年。因为其体积庞大,不可更换,所以压力容器的寿命决定了核电站的服役年限。
压水堆压力容器是由反应堆容器和顶盖组成,前者由下法兰(含接管段)、筒体和半球形下封头组焊而成,顶盖由半球形上封头和上法兰焊接组成(或者为一体化顶盖)。上下法兰面之间用两道自紧式空心金属(高镍耐蚀合金In 2718或1828钢)“O ”形环密封。为了避免容器内表面和密封面腐蚀,在压力容器内壁堆焊有大于5mm 厚的不锈钢衬里(过渡层309L (00Cr23Ni11)+308L (00Cr20Ni10))。为防止外表面腐蚀,压
力容器外表面通常涂漆保护。
反应堆压力容器的作用是:(1)装载着活性区及堆内所有构件,对堆芯具有辐射屏蔽作用,在顶盖上安装着控制棒管座及其驱动机构,承受很大的机械和动载荷;(2)作为承压边界,密封高温高压含放射性的一回路冷却剂并维持其压力,承受动载荷和温度载荷;(3)作为第二道屏障,在燃料元件破损后有防止裂变产物外逸的功能。
上述因素要求反应堆压力容器材料具备良好的纯净度、致密度、成分和性能均匀性,在中高温度下具有优良的力学性能(强度、塑性、冲击韧性、断裂韧性等)、冶金质量及良好的耐蚀性、焊接性和抗辐照的性能(中子辐照脆化敏感性低)、热稳定性、加工性等。其中,以面对活性区的筒体段材料性能要求最高。
2 反应堆压力容器材料的发展史
压水堆反应堆压力容器材料一般都是在工程上成熟的材料基础上改进而成的。美国第一代压水堆核电站反应堆压力容器材料用的是具有优良工艺稳定性、焊接性和强度较好的锅炉钢A212B (法兰锻件为A350L F 3),由于A212B 钢淬透性和高温性能较差,第二代改用Mn 2Mo 钢A302B [1](锻材为A336),该钢中的Mn 是强化基体和提高淬透性的元素,它能提高钢的高温性能及降低回火脆性。随着核电站向大型化发展,压力容器也随之增大和增厚,A302B 钢缺口韧性差的不足就逐渐显露出
