材料科学前沿讲座_文档

核电站反应堆压力容器用刚的研究摘要：介绍了核反应堆压力容器用钢的国内外发展状况和演化规律，材料技术是核反应堆压力容器制造的关键技术，分析了不同的成分、热处理工艺、冶金工艺、制造工艺对材料性能的影响,最后预测了随核反应堆压力容器制造向大型化和一体化方向发展的状况下，核反应堆压力容器用钢的发展趋势。关键词：核电站；反应堆压力容器；热处理；性能随着人类生活水平的提高,世界各国对能源需要量的急剧增加，到2020年非化石能源占中国一次能源的比重将提高到15%。相比其他新能源，可短期内、大规模实现工业化发电只有核电。世界各国如美国、英国、法国、日本、意大利等在上世纪50年代就建设了大批核电厂，所发电量占世界发电量的16%。由于风电、太阳能等受到发电成本、电网调峰、传输距离等等限制，使得核电成为新能源领域的重头。而从我国目前的电源结构看，煤电的比例长期在70%左右，核电仅占1.9%，与全球核电占总发电量16%的比例相差比较大。【1】发展空间很大。核电是一种技术成熟的清洁能源。与火电相比，核电不排放二氧化硫、烟尘、氮氧化物和二氧化碳。核电相对于其他能源，还有一大优势就是年利用时间长。核电在各种能源中年利用小时数最长，可达7000小时左右，相比其他能源电力供应稳定，特别是相比较风电与太阳能等新能源来说，更适合作为电网中主要的电能来源以核电替代部分煤电，不但可以减少煤炭的开采、运输和燃烧总量，而且是电力工业减排污染物的有效途径，也是减缓全球温室效应的重要措施核电工业已成火电之外的重要能源工业。在核电站发展的50多年里，曾发生过多起因材料使用不当而造成的事故，因此本文重点对目前所占核电发电比例最大的压水堆核电站的一级承压设备———压水堆压力容器用钢的发展及现状进行了研究。1核电分类按堆型分类，核电主要分为以下几类：（1）压水堆使用加压轻水（普通水）作为冷却剂和慢化剂，且水在堆内不沸腾的核反应堆。燃料为加浓铀。压水堆是目前最常用的堆型。（2）沸水堆沸水堆是以沸腾轻水为慢化剂和冷却剂并在反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽的动力堆。（3）重水堆重水堆是以重水作慢化剂的反应堆，可以直接利用天然铀作为核燃料。重水堆可用轻水或重水作冷却剂。（4）石墨气冷堆所谓石墨气冷堆就是以气体（二氧化碳或氦气）作为冷却剂的反应堆。这种堆有三种堆型：天然铀石墨气冷堆、改进型气冷堆和高温气冷堆。①天然铀石墨气冷堆天然铀石墨气冷堆实际上是天然铀作燃料，石墨作慢化剂，二氧化碳作冷却剂的反应堆。②改进型气冷堆改进型气冷堆石墨仍然为慢化剂，二氧化碳为冷却剂，核燃料用的是低浓度铀(铀－235的浓度为2~3%)，出口温度可达670℃。③高温气冷堆高温气冷堆它是石墨作为慢化剂，氦气作为冷却剂的堆。（5）气冷堆用石墨慢化、二氧化碳或氦气冷却的反应堆。目前集中在氦气冷却的高温气冷堆上。（6）快堆由快中子引起链式裂变反应所释放出来的热能转换为电能的核电站。快堆在运行中既消耗裂变材料，又生产新裂变材料，能实现核裂变材料的再生。根据国际原子能机构2005年10月发表的数据，全世界正在运行的核电机组共有442台，其中：压水堆占60%，沸水堆占21%，重水堆占9%，其它堆型占10%。经过多年的努力，我国核电发展取得了显著的成绩。目前已经投运的核电机组有11台，总装机容量910万千瓦。截止2008年，核电占全国电力装机总容量的1.3%，核电年发电量683.94亿千瓦小时，占全国总发电量的2%左右。到2020年，我国核电装机容量、在建容量及发电量，均将分别超过4000万千瓦、1800万千瓦和2800亿千瓦我国将在最近一段时间内加快核电建设的步伐。2.国内外反应堆压力容器钢种演化介绍核反应堆压力容器(简称RPV)属厚壁压力容器。一台900MW压水堆压力壳的内径约4m，高10~12。，其活性区壁厚可达220mm，而接管段的壁厚则接近300mm，整个压力壳的重量在350~400t之间。RPV是一个承受高温、高压、受放射性幅射的特殊高压容器。它是一个由顶盖组合件、筒体组合件、容器密封环、螺栓及螺帽组合而成的圆柱形容器，核燃料的裂变反应就在这个高压容器内进行。RPV的主要设计参数为:工作压力14~16MPa，设计压力是工作压力的1.5倍，水压试验压力是工作压力的1.5倍；设计温度340~350℃，反应堆出口温度310~320℃，反应堆入口温度280~290℃，设计寿命为40年[2]。核反应堆压力容器用钢的选择需要同时考虑强韧匹配、可加工性、焊接性能、抗中子辐照性能等。由于核电站初期的堆型都是小型轻水反应堆，所以当时的压力壳用钢的选用是根据低合金压力容器钢在石油化工压力容器技术和使用中的经验选定的。当时选用的是抗拉强度较小的碳钢，如美国最初实验堆用为核电压力容器的SA201B的钢，随后在1955年以美国和欧洲为代表的国家，在压水堆压力容器上首先使用了焊接性较好、强度稍高的碳素锅炉钢板SA212B，这是第一代压水堆压力容器用钢，但是SA212B钢的强度还是比较低，厚钢板的冲击韧性明显较低，淬透性和高温性能也较差，很快就被淘汰了。1956年,为改善压力容器钢的力学性能和断裂韧度，压水堆压力容器用钢改用抗拉强度可达550MPa的锰钼系的低合金高强度钢SA302B(锻件用SA336)，这是第二代反应堆压力容器用钢。随着核电站向大型化方向发展,压力容器也随之增大增厚。为了保证厚截面钢的淬透性，使强度与韧性有良好的配合，对SA302添加了Ni使之成为改进型的SA302B(0.40%~1.00%Ni)，然而正火或正火一回火后的SA302厚板经焊后热处理后韧性下降，且对中子辐照脆化敏感。加入了Ni的SA302B(0.40%~1.00%Ni)分为2个品级：SA533B(含Ni为0.40%~0.70)和SA533C(含Ni为0.70%~1.00%)，来将原SA302B钢号改为SA533A。从1965年起,压力容器用钢采用具有较高强度和较高韧性的钢种SA533B，并以钢包精炼,真空浇注等先进炼钢技术，提高钢的纯净度，减少杂质偏聚，同时，将热处理由常化热处理(空冷)改为调质热处理(淬火+高温回火)，使组织细化，以获得强度、塑性和韧性良好匹配的综合性能。SA533B钢与德国的20MnMoNi55钢成分几乎一致，它们广泛用于压力容器上。压力容器锻件的发展演化类似于板材，最初使用的是C-Mn钢锻件SA105和SA182，后来由加入Mn-Ni的SA350-82钢和加入Ni-Mo的钢SA336所代替。SA336钢的淬透性能与SA533B钢相同(1965年SA336钢号改为SA508-Ⅱ)。20世纪60年代中后期，强劲的需求和冶金技术的进步推动RPV钢的研究取得了重大发展，特别在锻材的纯净度、均匀性、韧性、辐照后的性能、厚截面机械性能等方面都取得了重大成果由于壁厚增加和面对活性区的纵向焊缝辐照性能差,所以将压力容器由板焊结构改为锻焊容器，SA508-Ⅱ钢和与其相同成分的钢种22MnMoCr37曾被广泛应用于的锻件。自1970年西欧发现SA508-Ⅱ钢堆焊层下有再热裂纹之后，又发展了SA508-Ⅲ钢锻件。目前普遍认为SA508-Ⅲ钢优于SA508-Ⅱ钢，因为SA508-Ⅲ钢有较好的抗再热裂缝，抗堆焊层下裂纹性能。现在广泛采用的TUV20MnMoNi55锻件(德)、JISSFVV3锻件(日)、RCC-M16MND5锻件(法)都是与SA508-Ⅲ相似的钢种。法国和德国为了改善SA508-Ⅲ钢的可焊性，将SA508-Ⅲ钢中的含碳量控制在16%左右。3.我国核反应堆压力容器用钢的发展我国在20世纪60年代开始进行核反应堆压力容器钢的研制，当时主要用于我国第1代核潜艇反应堆压力壳。它是Cr-Ni-Mo-V系列高强度低合金钢，定名为645-3。但645-3钢锻造性能差，钢材利用率低，对白点缺陷较为敏感，锻造除氢处理时间长，具有较强的辐照敏感性，含镍量高，价格较贵。1973年我国参照美国SA508Gr3钢，在当时国内现有钢种18MnMoNb的基础上添加0.60%-0.90Ni，开始研制核电站反应堆压力容器用钢，定名为S271钢。该钢种与美国SA508Gr3钢不同之处在于采用的晶粒细化元素不同，前者添加微量0.02%~0.06%Nb，后者添加微量的V。其主要成分C，Si，Mn，Ni，Mo的含量大致相同。1981年起，结合核电发展的需要，钢铁研究总院、中国第二重型机械集团公司等单位经过10年的攻关共同仿制成功了国际上通用的SA508Gr3钢，其质量已达到20世纪80年代国际先进水平。2005年9月，我国第一重型机械集团公司采用国产SA508Gr3钢承制秦山核电站二期扩建工程650MW反应堆压力容器，这是首次完全由国内制造企业独立建造完成，即从原料的冶炼、锻造、热处理、机械加工、焊接到最终发运出厂均由国内企业独立完成。中国一重承制650MW反应堆压力容器对加速百万千瓦级核电站建设步伐、提高核电设备国产化率、降低工程造价具有重要意义。近年来，随着核电建设的逐步展开，我国对SA508Gr3钢的认识在不断进步，可以说基本上掌握了SA508Gr3钢的生产制造技术，但是与国外先进水平相比还存在着不小的差距。4核反应堆压力容器用钢成分及性能要求4．1合金元素作用机理总结核反应堆压力容器不但和其他压力容器一样要在高温、高压、流体冲刷和腐蚀条件下运行,而且还承受着反应堆堆芯极强的辐照。RPV材料易受到来自堆芯的中子轰击而引起辐照脆化。影响钢的辐照脆化程度的因素很多，其中外部环境因素主要是辐照温度和中子通量，这些因素不可能被改变；而钢自身的品质，尤其是钢中合金元素含量及杂质含量是影响辐照脆化的重要因素，这些因素可以因炼钢技术的提高和热处理方式的变化而改进。这些溶质元素(合金元素和杂质元素)与基体辐照缺陷有着强烈的相互作用，从而加速了溶质的沉淀析出恶化了材料的韧性[3]，因此RPV钢对化学成分有着严格的要求。（1）C元素在标准钢中，C的含量是保证强度满足规范要求的主要元素。随着C含量的减少，该钢的TNDT(无塑性转变温度)、vTr50(夏比冲击试验吸收能量为50ft/bl=7.0kg·m的温度)、vTr35(夏比冲击试验时横向膨胀量为35mils=0.89mm的温度)随碳含量的降低而下降，即韧性提高，但C含量偏低强度可能满足不了要求，C含量高则会降低钢的焊接性，同时会提高辐照脆化倾向。有研究认为最好把C控制在0.18%~0.20%的范围内,为了保证强度C含量不能低于0.16%[4]。（2）Mn元素Mn是主要合金元素,除了起强化基体作用外，还能有效地提高钢的淬透性。由于Mn是扩大γ相的元素，降低钢的A3点温度，在热峰作用下使晶格畸变增多,辐照效应较大，众所周知，Mn又是保证厚截面钢淬透性所必需的,所以在钢的实际生产中大多将Mn控制在1.35%~1.45%。（3）Ni元素Ni能明显改变钢的冷态韧性，但试验证明Ni含量高的RPV钢对辐照脆化比较敏感，Ni越高辐照脆化越显著[5]。日本川崎制铁所早年的研究显示：把锻件中的Ni含量由0.65%提高到1.13%，锻件的屈服强度和抗拉强度稍微增加，但vTr50，vTr35，TNDT以及由JIC换算得到的KIC等所表征的韧性均明显改善。由于Ni也是扩大γ相的元素，含量高则辐照效应较大，但Ni又能保证厚截面钢淬透性。因此，Ni含量在保证冷态韧性达到要求的情况下尽量按规格下限控制。（4）Mo元素Mo也是主要合金元素，其作用是提高耐热性和减少回火脆性，Mo能扩大α相区，有减少辐照脆化的趋势[4]，所以在实际生产中把Mo控制在含量的上限约0.5。（5）Si元素压力容器钢中的Si不是有意添加的合金元素，而是在冶炼时从废钢和生铁原料中带来的。按照一般规律，随辐照温度升高，点缺陷及其衍生物的恢复能力加强，辐照效应随之减少，但有数据显示当低碳钢(0.06%C)的Si含量为0.52%时，随辐照温度的增加，该低碳钢的辐照效应反而有增高的趋势，所以RPV中Si含量必须加以控制，应把Si含量控制在低限。（6）V，Nb，Ti元素RPV钢要求是细晶粒钢，细晶粒钢比粗晶粒钢辐照