核电关键装备用金属材料的开发和应用进展

Settings of My Documents

Created by Wlz 核电关键装备用金属材料的开发和应用进展

张汉谦，刘孝荣，陆匠心（宝山钢铁股份有限公司，上海 201900）

摘要：简述了核级材料的要求及其特点。结合国家已批准在建发二代加、三代以及四代核电机组的核承压设备种类和特点，说明其用材种类和特点，介绍了宝钢开发的几种核电用承压容器和堆内构件用材。结合我国核电设备企业制造，提出了发展建议。

关键词：核电，核承压设备，金属材料，国产化，进展

1. 我国核电发展的现状

核电以污染少、温室气体接近零排放，与水电、风电、太阳能和生物质能并称为高效清洁新能源。我国已投入运行 11台核电机组，装机容量达

910万千瓦，到 2008年底，在建规模 2290万千瓦，规划容量超过 4000万千瓦。随着近两年的水电和火电机组的大量投产， 2008年底，核电占电力总装机的比例仅为 1.3％。

除秦山一期 30万千瓦和秦山二期 2×60万千瓦核电机组由我国自行设计建造外，其余运行和在建的核电机组均为引进。除秦山三期为加拿大引进的杜坎重水堆和华能山东石岛湾核电有限公司为清华设计的高温气冷堆外，其余堆型均为压水堆。

根据我国环境和经济可持续发展需要，发展核电是我国优化能源结构的优先选择，核电发展政策由2005年的“积极发展核电”变为现在的“大力发展核电”。为了适应新能源发展战略，国家正在调整核电中长期发展规划，加强沿海核电发展，科学规划内陆地区核电建设。通过不断新增核电机组开工项目，力争到 2020年核电占电力总装机达到 5％以上。

AP-1000以其能动安全性好，可采用模块化建造模式，能大大缩短建设工期。最后，在 2007年我国政府决定以美国的 AP-1000作为中国第三代核电发展技术选择，成为中国核电发展的“技术方向”。明确了我国第三代核电技术的路线图：先从美国西屋公司引进第三代核电技术 AP-1000，建设四台核电机组。中方通过消化吸收后，在第五台核电机组建造时，实现 AP-1000的自我设计目标。组建国家核电技术公司，代表国家接收、消化美国 AP-1000核电技术。最终要达到目的：通过引进，得到包括核心技术在内的成套技术；通过消化，拥有未来核电技术发展的改进权；通过创Settings of My Documents

Created by Wlz 新，在 AP-1000基础上，形成具有中国特色的 CAP-1400核电技术，并拥有出口权。

中国花高代价，就是要种“好树”、开“好花”、多“结果”。我国将会在前四台 AP-1000核电机组中逐步提高国产化率，平均为 50％，从第五套设备开始，可以基本实现国产化。一旦 2013年浙江三门首台机组成功运行和发电，将快速在国内推进该堆形的建设，尤其是内陆核电站。

目前，我国正在沿海地区正在建设 24个核电机组，即秦山二期扩建工程两个机组、方家山核电项目两个机组、广东大亚湾两个机组、辽宁在建的红沿河四个百万千瓦的核电机组、福建宁德和福清的六个机组。其中

2009年开工浙江三门、山东海阳、广东台山、海南昌江和山东荣成等５个核电项目，我国是世界上目前在建核电机组最多国家。

2009年 5月，国务院发布的《装备制造业调整和振兴规划》中明确提出，要实现压力容器、蒸汽发生器、控制驱动机构、核级泵阀、应急柴油机等主要设备的国内制造。这更要求以在建核电工程为依托，通过引进吸收和自主创新相结合，形成具有自主知识产权的新型核电技术体系，为核电大发展打下坚实基础。这些关键设备的设计、制造、材料生产企业密切配合，在依托工程的业主单位支持下，实现其国内制造同时，所用的材料也为国内企业所生产。

除秦山一期 30万千瓦和秦山二期 2×60万千瓦我国自行设计和建造的核电站的国产化率相对较高外，其余核电站均由国外引进，国产化率很低。以岭澳核电站为例，核岛部分的国产化率为 11%，常规岛部分国产化率为 23%，配套设备的国产化率也仅为 50%，整体国产化率为 30%。和其他行业一样，国内已经建成是 11台核电机组，尽管核岛设计属于国外公司，但部分装置和容器在国内大型锅炉厂、重机厂和电气企业等单位加工和制造，积累了核电设备制造经验培养了人才。

我国已初步形成上海电气、哈尔滨电气和东方电气等三大核电设备制造集团，以及数十家泵阀、管道、电气企业。近年来，国内几大电气集团、重型机器厂，先后在辽宁大连、上海临港、广州、秦皇岛等沿海地带建立核电重装备制造基地。基本上能够满足百万千瓦核电设备制造需要。

2. 核承压设备及其制造要求

核电站用钢是包括用于核电站的核岛、常规岛、电站辅助设备等设备制造用钢铁材料。核承压设备是指核动力厂及其他核反应堆中执行核安全功能的承压设备及其支承件，包括反应堆压力容器、稳压器、热交换器、管道、泵、阀门、贮罐以及堆内构件等；反应堆系统的钢制安全壳或混凝Settings of My Documents

Created by Wlz 土安全壳的钢衬里；核燃料生产、加工、贮存、后处理设施以及放射性废物处理、处置设施中包容放射性物质的承压设备及其支承件；其他需要严格监督管理的核承压设备。

核承压设备根据核安全要求分为核 1、2、3级。我国核安全法规

HAF0901第八条规定：从事制造核承压设备关键承压材料（包括管材、棒材、板材、铸锻件和焊接材料）的单位，必须遵守 HAF0900和 HAF0901实施细则，并接受国家核安全局的独立监督，其中生产大型铸锻件的单位须取得制造资格许可证，焊接材料及其它材料由使用单位通过质量保证体系加以控制和监制。借鉴国外核电发展经验和我国实际，民用核安全设备实行许可证制度。包括民用核安全设备设计许可证、民用核安全设备制造许可证、民用核安全设备安装许可证、民用核安全电气设备许可证、以及民用核安全设备无损检验许可证。其中民用核安全设备制造许可证按照核级安全要求级别，又分为主设备设计/制造许可证、核2/3级设备设计/制造许可证、核级泵阀设计/制造许可证、核级管道、管配件、支撑等设计/制造许可证。截止到2009年2月底，国家核安全局颁发的国内企业持证单位已有110家，国外企业有8家。持证单位只能从事许可证上上标记的设备类型或典型设备的名称的设计、制造、安装和检测等内容。

3. 核级材料的特点

核级材料是指用于民用核设施中的核承压设备制造、维修，并需符合有关核安全法规、导则和技术标准的钢铁和有色金属材料。这些材料可细分为碳素钢、低合金钢、不锈钢、镍基合金、钛及其合金、锆合金等，其类型涉及板、带、管、丝、棒和锻件等。

就核承压设备所用材料而言，依托法国技术的核电机组，通过大亚湾和岭澳等核电站的建设，对核承压设备用材已有所了解。AP-1000是我国首次引进的三代堆型，世界上尚无建成投产业绩，国内对其制造标准和选材并不了解。但 CRP-1000与 AP-1000在多数反应堆容器用材上相类似，但前者主要依据 RCC-M标准，而后者主要依据 ASME和相关核电标准。

核电设备用关键金属材料的国产化一直不尽人意。由于没有核电站整体设计权和核关键设备的知识产权，核电关键设备所用材料的选用和制造、标准体系建设也无话语权，主要依靠国外的技术采购规格书向国外企业采购，致使核电关键设备用金属材料的开发不能支撑核电设备国产化的需要。我国在建堆型的大型化，以及技术来源的多样化，又为关键设备用材料国产化增添了一定的难度。

与常规压力容器相比，核电用材料具有以下主要特点： Settings of My Documents

Created by Wlz （1）核设备用金属材料设计考虑要素多。核能关键设备通常在高温、高压、强腐蚀和强辐照的工况条件下工作，对材料的要求极高，通常要满足核性能、力学性能、化学性能、物理性能、辐照性能、工艺性能、经济性等各种性能的要求，要达到专用的标准法规要求

（2）质保体系要求严格。按法规、标准和采购技术条件规定完成材料的生产。我国 HAF003/01和 ASME等标准对核电材料生产全过程质量控制有明确的要求。对核级材料的设计、生产、试验、探伤运输全过程在严格的质保体系下完成。不符合项等进行有效的管理和监督，对有损于质量的情况提出切实有效的纠正措施，对各流程进行记录和监察，过程要求具有可追溯性。做到凡事有章可循，凡事有据可查，凡事有人负责，凡事有人监督。

（3）化学成分要求更严格。受压元件的 S、P含量一般都要求150ppM以下，反应堆压力容器某些部件要求80ppM，个别部件 S含量要求为50ppM以下。某些特定残余元素严格规定，如对奥氏体不锈钢硼含量不得超过18ppM；与堆内冷却剂接触的所有零件（一般采用不锈钢或合金制造），其钴、铌和钽含量严格限定为Co≤0.20%，Nb+Ta≤0.15%。某些接触辐照的承压容器，要求限制材料的铜、磷含量。

（4）力学性能试验项目多，指标要求严格。取样数量比压力容器多得多。取样位置也有严格的要求。从指标要求上看，夏比V型冲击值要求比容器材料高得多，往往要同时提供2个或3个试验温度下的冲击吸收功、侧向膨胀量和纤维区面积等。

（5）无损检测要求更严格的。超声波探伤的验收要求比常规压力容器高得多；部分容器用钢板UT探伤重叠部分要求达到10%~15%。对于所有受压部件都有严格的表面质量要求，经过VT和PT探伤检验。

（6）核电用材的规格大、单重重、甚至有表面光洁度要求。核电设备用钢板厚度达到300mm，最大锻件重达300吨以上。核级管材、不锈钢材等产品尺寸精度要求高，一些小径、薄壁、特长管材，要求直度和表面光洁度。需通过精密超声波、涡流探伤，制造难度极大。

4. 百万千瓦压水堆核岛主要设备及所用金属材料种类

4.1. 发展历程

核电技术的划分最早起源于美国能源部。从全球来讲，第一代核电站是指核电由军用转为民用时的技术，上世纪50年代中期建成的核电站属于第一代。目前世界上正在运行的核电站都属于第二代；正在建设的核电站Settings of My Documents

Created by Wlz 大都属于第二代或二代改进。目前世界上第三代核电技术包括法国阿海珐与德国西门子联合研发的EPR压水堆技术以及美国的西屋公司AP1000压水堆技术。根据这一划分，我国目前运行的核电机组全部属于第二代，在建核电机组以二代加为主，有以广东台山核电站为依托的法国EPR三代技术的核电工程，浙江三门核电站1#和2号机组和山东海阳核电站1#和2号机组为依托的美国西屋第三代AP-1000核电工程。

压水堆核电站主要由核岛、常规岛及其它辅助系统构成。核岛主要包括核反应堆、主循环泵、稳压器、蒸汽发生器组成的一回路系统。常规岛包括汽轮机、冷凝器、凝结水泵、给水泵、给水加热器等组成的二回路系统。核电中的容器、泵阀、管道均为核电的关键设备。其用材及其制造尤为重要。

一台百万压水堆核电机组，核岛通常包括1台反应堆压力容器、1台稳压器、3台蒸汽发生器、3台主冷却泵、3台蓄势器（安注箱）、1台硼注射器、堆芯及堆内构件和控制棒驱机构等。所用金属材料主要有碳钢、低合金钢、奥氏体不锈钢、镍基合金、钛管和锆合金等。需要碳钢、低合金钢板和锻件4000～4500吨；奥氏体不锈钢板和锻件3000～3500吨；马氏体不锈钢锻件500吨、铸件200吨；镍基、铁基合金管、棒、带、丝600～800吨；钛直缝焊管150吨；锆合金管、棒、带8吨/年。