供稿|王永强，杨滨，武焕春，韩军，王西涛/ WANG Yong-qiang，YANG Bin，WU Huan-chun，HAN Jun，WANG Xi-tao

压水堆核电站工作原理

核电因其巨大的优势得到了快速发展，目前已与火电、水电并称为电力能源三大支柱，并且随着煤炭、石油等化石能源的储量日益减少，其重要地位不断凸显。核电经过近 60 年的发展、运行，其技术不断完善，至今已经发展到了第三代 (如图1 所示)，现在一些国家正在建设三代核电站。第四代核电站概念也已于 21 世纪初提出，但距离商业应用还很远。目前全世界范围内使用最多、运行最成熟的是第二代和二代改进型核电站。

核电站中，动力堆主要有轻水堆 (包括压水堆和沸水堆)、重水堆、石墨堆 (包括石墨气冷堆和石墨水冷堆) 以及快中子增殖堆，这些堆型中压水堆是应用最广泛、最主要的堆型。目前全世界运行的商业核电站共有 439 座，这些核电站中轻水堆占 85.9%，其中压水堆 61.3%，沸水堆 24.6%，如图2 所示[1-2]。

图1 核电站发展的几个阶段[1]

图2 核电站数量、堆型分类及比例[1-2]

图3 压水堆工作原理[3]

压水堆核电站的工作原理如图3 所示。反应堆堆芯核裂变产生巨大的热能，主泵把水泵入，水既是慢化剂，又是冷却剂，冷却剂流经堆芯进行冷却，同时水被加热到 327℃、155 个大气压的高温高压水。高温高压水进入蒸汽发生器的 U 型管内，在 U 型管内与二回路冷却水进行热交换，释放热量后又被主泵送回堆芯重新加热再进入蒸汽发生器。这样不断地在密闭的回路内循环，称为一回路系统。蒸汽发生器管壁外的水被一回路系统的热水加热成蒸汽后进入汽轮机，通过汽轮机做功，同轴带动发电机发电，然后进入冷凝器被海水冷却，又凝结成水通回蒸汽发生器，重新加热成蒸汽。这个汽水循环过程称为二回路系统。压水堆核电站中一回路主管道为核岛七大关键部件之一，是系统承压边界的一部分，称为核电站的“主动脉”，它封闭着高温、高压和带有放射性、腐蚀性的冷却剂，维持和约束冷却剂循环流动，对反应堆的安全和正常运行起着重要的保障作用。由此可见一回路主管道在核电站中扮演着非常重要的角色。

压水堆核电站一回路主管道材料

一回路主管道属于核安全一级部件，尺寸大、运行条件苛刻 (约 300℃、16 MPa 的含磷酸、硼酸高温高压水)，对材料性能要求极高[4-5]，除要求有良好的综合力学性能 (足够的强度、高的塑性和韧性) 外，还要求耐高温高压水腐蚀，具有良好的抗疲劳性能、易加工性和焊接性能等[1]。拥有 α-γ 双相组织的铸造奥氏体不锈钢 (约 5%～20% 铁素体相以岛状分布在奥氏体基体上—CASS)[6-8]能很好的满足上述性能，广泛用于核电站一回路主管道。国外早期核电站一回路管道大多采用 18-8 型 (美国 ASME304) 奥氏体不锈钢 (相应铸钢为 CF-8)。后来，为了提高 304 不锈钢抗高温高压水晶间应力腐蚀性能，逐渐改用含 2%～3% Mo 的 ASME316 型不锈钢及相应的铸钢 CF-8M。

为了进一步延长核电站运行寿命，近几十年国际上对一回路管道材料进行了深入的研究。美国、日本开发了核级控氮 316L 不锈钢，法国投入巨资开展了一系列奥氏体不锈钢材料的研究，开发了 Z2CND18.12 和 Z3CN20.09M 主管道材料[8-10]。一些国家核电站一回路主管道材料如表1 所示。

目前世界上半数以上的核电站是按法国核岛设备设计和建造委员会 (AFCEN) 制定的 RCC-M《压水堆机械设备设计和建造规则》制造的，我国正在建造的和今后相当一部分核电站也都按这个规范建造。RCC-M《压水堆机械设备设计和建造规则》是一部国际上公认的最为安全的核电设备制造规范，按 RCC-M 制造的核电设备迄今为止没有发生过重大的安全事故，且设备故障率最低。RCC-M 规范中的牌号 Z3CN20.09M 不锈钢属于低碳奥氏体–铁素体型不锈钢，其化学成分和力学性能标准如表2 和表3所示[11]。RCC-M 规范要求 Z3CN20.09M 铁素体含量范围 12%～20%，最理想值为 15%～18%，其值可依据 Shaef fl er 图通过改变材料成分实现调控。

表1 一些国家主管道用材

表2 主管道直管和弯头成分 (质量分数，%)[11]

表3 主管道直管和弯头力学性能[11]

图4 一回路主管道材料 Z3CN20.09M 微观组织

Z3CN20.09M 的微观组织如图4 所示，它由奥氏体基体和岛状铁素体相组成。铁素体含量一般规定为 12%～20%，最佳值为 15%～18% (以上均为体积分数)。

奥氏体不锈钢中铁素体起着极其重要的作用。1) 由于铁素体是以分散并均布成小坑状存在于奥氏体晶粒之间，削弱奥氏体柱状晶和树枝晶的方向性，隔断奥氏体晶界连续网状碳化铬析出，从而防止晶间腐蚀，因此铁素体对提高耐晶间腐蚀的作用有好处。通过试验证明，由于铁素体对应力腐蚀开裂不敏感，因此含有铁素体的奥氏体钢焊缝的耐应力腐蚀性能优于同成分但含有很少铁素体的奥氏体钢焊缝。2) 奥氏体不锈钢中的铁素体对材料的力学性能有显著影响。铁素体含量增加时强度增加，同时，延展性和冲击强度减低。利用此特性，可采用调控铁素体的含量来达到所需要的材料力学性能和加工性能。3) 但是奥氏体不锈钢中铁素体含量过高会损害奥氏体不锈钢的可锻性和热稳定性，特别是用于大锻造比的锻件，铸坯限制铁素体的含量是合理而必要的 (通常限制在3%～8%)。同样道理用于冷变形的奥氏体钢，如冷伸压、深冲压，冷拔和冷挤压的奥氏体钢，铁素体含量应进一步限制(通常限制在 5% 以下)；同时，高铬铁素体长期处于较高温度环境 (≤550℃) 会发生 475℃ 脆化现象，增加材料脆性断裂倾向。

一回路主管道制备工艺

压水堆一回路主管道可以采用锻造或铸造制造工艺。采用锻造奥氏体不锈钢时，主管道组织均匀，力学性能较好；但由于制造工艺的限制，直管段制造长度受限，使主管道焊缝数量增多，焊接工作量增大，而且由于材料本身特点，在焊接时容易产生焊接缺陷。铸造工艺可以克服锻造主管道的缺点在保证主管道力学性能不降低的前期下，采用铸造奥氏素体－铁体不锈钢来替代锻造奥氏体不锈钢。铸造奥氏素体－铁体不锈钢具有较好的焊接性能，焊接时不易产生焊接缺陷，且采用离心铸造可以制造出长度较大的直管，使焊缝数量减少，这一技术已经成功应用到主管道的生产中。

图5 一回路主管生产工艺流程

二代核电站一回路主管道包括直管和弯头部分，直管和弯头通过焊接组合成完整管道。一回路主管道直管由离心铸造而成，弯头通过静态模铸而成，具体工艺路线如图5 所示。

原料经过电弧炉+氩氧炉双联冶炼，调控微合金元素及杂质含量得到成分合格的钢液，成分调控时要严格将 C 含量降低到 0.03% 以下，然后进行浇注。弯头通过砂型静态铸造成型，直管经卧式离心铸造机成型，成型后的毛坯管件脱模后进行固溶热处理，目的是减少缺陷、均匀成分及调控铁素体含量从而提高性能，热处理工序完成后进行机械加工。直管和弯头的加工包括内圆和外圆的加工，机加工设备主要包括大型的车床、镗床及工装。对直管和弯头的机加工关键在于制定合理的加工工艺，并配套相应的设备。

结束语

一回路主管道在核电站安全运行中扮演着非常重要的角色，其选材、加工都有极严格的规范。含有一定量铁素体相的奥氏体不锈钢因其性能优异 (包括力学性能、物理性能、加工性能等)，广泛用于二代和二代改进型核电站一回路主管道，但是此种材料也存在一些缺陷，例如长期服役会发生热老化脆化，其性能下降。为了解决二代核电站一回路主管道热老化脆化问题，延长核电站使用寿命，提高安全性，正在发展和建设中的第三代核电站主管道材料选用控氮奥氏体不锈钢，经整体锻造而成。

[1]朱华. 核电与核能. 杭州: 浙江大学出版社, 2009

[2]http://www.iaea.org/cgi-bin/db.page.pl/pris.oprconst.htm.2012-02-24

[3]王秀清. 世界核电复兴的里程碑—中国核电发展前沿报告. 北京:科学出版社, 2008

[4]王勤湖, 李社坤, 卢文跃, 等. 压水堆核电站一回路工况变化对主泵主要机械性能的影响. 核 动 力 工 程, 2005, 26(6): 103-108

[5]夏生兰,顾世雄. 压水堆一回路水质标准的腐蚀依据. 核动力工程,1988, 9(2): 60-65

[6]Chopra O K,Shack W J. Mechanical Properties of Thermally Aged Cast Stainless Steels from Shippingport Reactor Components[R].NUREG/CR-6275, 1994

[7]成海涛,郭元蓉. 核电用管现状及国产化进展. 钢管, 2008, 37(4): 1-5

[8]赵彦芬, 遆文新, 汪小龙, 等. 核电站用钢管材料及其国产化. 钢管,2007, 36(2): 11-14

[9]中国特钢企业协会不锈钢分会. 不锈钢实用手册. 北京: 中国科学技术出版社, 2003

[10]李元太, 张春来,雷中黎. 压水堆一回路管道的铸造工艺及其国产化. 核动力工程, 2009, 30(6): 6-10

[11]AFCEN. Design and construction rules for mechanical components of PWR nuclear islands RCC-M [S]. RCC-M II Materials M3403,M3406, 2007