核电关键装备用金属材料的开发和应用进展_发展核电安全是关键

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Settings of My Documents 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

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Settings of My Documents 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

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Settings of My Documents 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：

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Settings of My Documents（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

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Settings of My Documents 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。

大型锻件主要在重型机器厂冶炼和锻造，板、带、管等主要由钢铁冶金企业生产。泵阀的用材自行铸造或购料（坯）后加工。核电设备制造企业和钢铁企业已经全部能生产所涉及的材料类型。目前，我国几大核电集团，已经能够满足核承压容器所需的不同材质和吨位的锻件的生产。

对于钢铁企业来讲，较薄或特厚碳钢、低合金钢板仍难以满足核电设备的制造需求。国内投产的5米轧制已经能够板材的轧制要求，但受板坯单重，热处理钢板宽度或厚度限制，也难以满足核电容器所需碳钢、低合金钢大厚度大单重钢板的生产需要。对于核电关键设备所用的较薄的钢板，用厚板轧机轧制困难，用热卷轧机，宽度经常满足不了需求，个别较薄钢板在热处理上也难以实现。对于核电关键设备所用不锈钢，国内几家不锈钢生产主要企业，要么轧机不配套、要么热处理设备不配套，单重大、厚度厚、宽度大的不锈钢板仍不能实现生产，个别不锈钢，如含硼不锈钢、控氮不锈钢等，还需要进一步研发。

与二代改进型和法国EPR百万千瓦压水堆相比，AP-1000最大差异就是在核岛内增加了一个全钢安全壳。其设计选材为SA738B高强度调质钢板，每个安全壳用量达到4000多吨。其他核级容器的种类相同，但选材上略有不同，所用材料的牌号也不同。前者主要按照 RCC-M标准，后者按

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Settings of My Documents 照 ASME标准。尤其是不锈钢差别较大。由于AP-1000首台核岛主要容器在韩国制造，一定程度上延缓国内对这些容器用材料的了解和开发。

4.2.高温气冷堆核电站核岛主体设备及其用金属材料

高温气冷堆核电站核岛主要设备包括反应堆压力容器、蒸汽发生器压力容器以及热气导管压力容器、堆内构件。中国华能集团公司、中国核工业建设集团公司、清华大学分别出资47.5％、32.5％、20％，成立华能山东石岛湾核电有限公司，负责投资、建设、运营华能山东石岛湾核电站20万千瓦级高温气冷堆核电示范工程。10万千瓦HTR-PM试验示范堆堆和20万千瓦HTR-PM的商业示范堆。但两者的材料种类相同，但要求不同。如堆内构件，前者采用15CrMoR，后者采用12Cr2Mo1R。反应堆压力容器外壳，前者采用SA516Gr70，后者采用SA533B。

5.几个典型核电用钢的开发和生产情况

宝山钢铁股份有限公司（简称宝钢）经过多年的设备改造和建设，形成了碳钢、不锈钢、特殊钢、有色金属的研发和生产基地。产品的种类有板、管、棒、丝、带、锻件等。宝钢具备了核电关键设备所需多数材质和形状开发和生产硬件、软件基础，具有一批研发、生产和销售队伍，已建立起满足ASME、法国和我国核电材料要求的生产质保体系。下面，简单介绍宝钢已生产或正在开发几个核电典型核级材料。

5.1.AP-1000核电站安全壳用 SA738GrB钢板

宝钢于2006年开发出AP-1000核电站安全壳所用的SA738GrB钢板。2007年底开始，按照美国西屋的安全壳用钢采购技术规格书，生产了厚度10~96mm的SA738GrB钢板。目前，已经交货5000多吨，山东核电设备制造有限公司完成了部分钢板的压制，运往浙江三门核电站，具备安装条件。

5.2.核一级容器用 SA533B（16MND5、18MND5）钢板

宝钢已经工业试制出 76mm、112mm、130mm三个典型厚度 SA533B（16MND5、18MND5）钢板，既满足法国 RCC-M标准要求，也满足 ASME SA533TypeB标准要求。可用于稳压器、硼注箱等核岛容器制造。目前，正在与国内的设计单位、设备制造企业开展联合评价。

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Settings of My Documents 5.3.高温气冷堆堆内构件用 12Cr2Mo1R钢板

清华核能院设计的 HTR-PM高温气冷堆的堆内构件采用 750吨 40~135mm厚 12Cr2Mo1R钢板。宝钢按照设计技术要求，在 5米厚板产线上生产该批钢板。

5.4.核电站蒸发器用 Inconel 690合金管材

Inconel 690合金管目前核电建设急需的材料的之一。宝钢正在进行研发和产品试验。合资建设了钢管挤压机组，为 Inconel690合金管材的工业批量生产提供了设备硬件上保证。

6.结束语

正在建设的 24台机组和陆续审批确定新的核电基地，是我国大力发展核电的体现，标志着我国核电发展的春天已经来临，在未来 5～15年迎来一个高速发展期。国家要求逐步提高核电设备国产化比例，为我国核电材料的开发和应用提供了广阔的空间。通过引进消化和吸收创新，实现核电设计自主化，标准、设计、钢铁企业和制造等多方协同，将加快核电用材料的标准化建设。国内核承压设备用锻件生产的硬件已具备。钢铁企业通过坯重、轧钢、热处理和运输等配套技术改造，有望实现核电用碳钢和低合金特厚钢板极限规格的制造。需要加快研发核级不锈钢，镍基合金、钛合金、锆合金等材料，积累工业生产、制造加工和运行经验。个别核电材料用量小，不适应钢铁企业大批量工业生产，可通过建立材料储备制度，一次生产，分期使用。

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