高溫氣冷堆核電站示范工程金屬堆內構件設備的國產化實踐

王 毅，韓建成，李巨峰

（華能山東石島灣核電有限公司，山東省榮成市，264312）

0 引言

模塊化高溫氣冷核反應堆是一種安全性好、可用于高效發電和高溫供熱的先進核反應堆，是國際核能界公認的第四代核電6種備選堆型之一。目前，我國主要由華能山東石島灣核電有限公司負責國家科技重大專項——高溫氣冷堆核電站示范工程的建設和運營管理。

由于目前我國已運行或在建核電設備的國產化比例仍較低，核電核島主設備所使用的核級鋼板、大鍛件等主要靠向國外進口，在研發和制造技術方面與日本、歐美等發達國家相比還存在較大差距，特別是在核級大鍛件的冶煉、鍛造、性能熱處理等關鍵制造工藝環節方面尚需技術攻關，因此極難滿足我國核電設備的國產化用材需求。同時，因為核電設備用材料具有設計要素考慮周密、質保體系要求嚴格、化學元素成份含量需要進行嚴格限制、性能試驗繁多且技術指標要求較高、檢測技術和手段要求“精、細、尖”等特點，所以長期以來我國核電設備在核級材料的國產化方面進展緩慢，很難支撐核電設備用材料的國產化需求。本文以我國高溫氣冷堆核電站示范工程為例，對其金屬堆內構件設備的國產化實踐進行探討。

1 金屬堆內構件設備相關情況

金屬堆內構件設備是高溫氣冷核核電站示范工程一回路系統中的關鍵核島主設備，該設備為直徑φ5 440 mm、壁厚40 mm、高度20.060 m、質量357 t的薄壁筒體結構，密閉安裝在反應堆壓力容器設備內，其安全等級為CS級、質保等級為QA1級、抗震要求為I類，主要由堆芯殼、上下支撐板、定位板、壓緊板、防旋鍵等部件組成。為增加總體剛度，筒體上緣設計成加厚的上法蘭段、下端有加強的底部結構即下加厚段，如圖1所示。

因反應堆正常運行時，壓力容器設備內一直充滿氦氣，金屬堆內構件設備所承受的溫度在104～321℃之間，事故工況下其最高平均壁面溫度可達500℃左右，為此該設備的主體材質選用耐高溫的12Cr2Mo1R合金鋼板材（類似美國鋼材SA-387-22-2）和12Cr2Mo1合金鋼鍛件（類似美國鋼材SA-336-F22）。

堆芯殼是金屬堆內構件設備的核心部件，位于陶瓷堆內構件和反應堆壓力容器設備之間，主要用以支撐由石墨、炭組件和燃料球組成的陶瓷堆芯結構，并把由機械、重力、熱膨脹及地震力等各種條件下產生的載荷通過支撐滾柱、導向鍵等結構傳遞給反應堆壓力容器設備筒身，保持堆芯殼結構穩定，同時用以減弱中子及γ射線對反應堆壓力容器設備的輻照，起著類似壓水堆中的熱屏蔽作用。

2 金屬堆內構件設備設計要求及其制造難點

2.1 設計要求

由于在整個反應堆壽命周期內，金屬堆內構件設備在任何工況下都必須保證堆芯結構的完整性和不妨礙吸收球停堆系統的功能及余熱導出，因此在設計上有如下要求：

（1）在反應堆整個壽命周期內，金屬堆內構件設備的任何一個部件都不能產生過大變形和應力，即部件本身不能產生任何形式的失效。

（2）在極限情況下，必須保證控制棒導向管、吸收球載球管和孔道的暢通，決不能出現卡棒和卡球現象。

（3）凡形成氦氣流通的金屬堆內構件設備內的通道都必須暢通，避免形成過大阻力以影響氦氣流動。

（4）必須保證金屬堆內構件設備對陶瓷堆內構件的充分支撐和正確對中，防止陶瓷結構有過大相對滑動或陶瓷砌體轉動。

（5）盡量避免金屬堆內構件設備承受過大輻射和高溫。

（6）在結構部件設計中，要充分考慮制造、運輸、安裝方便，并且考慮當反應堆退役時能夠拆除堆內構件等。

2.2 制造難點

金屬堆內構件設備的主體材質選用鉻鉬合金鋼板材和鍛件，為保證在反應堆整個壽命周期內其性能不發生失效，設計上要求進行無延性轉變溫度RTNDT落錘試驗；而國內鋼板和鍛件制造企業以往從沒有承制過該技術要求的鉻鉬合金鋼材料，需要通過不斷摸索、調整工藝方法和參數后才能達到采購規范所要求的力學性能試驗技術指標。

在制造方面，由于設備制造單位以前只生產過最大直徑為φ4 m、高度8 m、壁厚28 mm的10 MW高溫實驗堆堆芯殼和最大高度為8.2 m、直徑φ3.4 m、壁厚51 mm的1 000 MW壓水堆堆芯殼，而缺乏高度達20 m以上薄壁筒體的制造經驗，因此在示范工程金屬堆內構件設備的筒體焊接、裝配及運輸等過程中很容易產生變形問題，要達到圖紙所要求的技術指標難度很大，故從控制焊接變形、加工變形、測量技術和裝配對中等方面考慮，高溫堆示范工程金屬堆內構件設備堆芯殼的制造難度遠遠高于10 MW高溫實驗堆堆芯殼和壓水堆堆芯殼的制造難度。

3 鋼板和鍛件制造中的主要問題及分析

12Cr2Mo1R合金鋼鋼板、12Cr2Mo1合金鋼鍛件在制造過程中，出現RTNDT落錘試驗結果很難滿足采購技術規格書中所要求的技術指標。

在鉻鉬合金鋼材料RTNDT落錘試驗方面，目前國外只有日本曾為壓水堆反應堆壓力容器、金屬堆內構件等核島主設備供應過RTNDT≤-20℃落錘試驗的鉻鉬合金鋼鋼板和鍛件，歐美等發達國家現只做到RTNDT≤-11℃水平。我國以前主要在石化行業設備中使用過鉻鉬合金鋼材料、且無RTNDT落錘試驗技術考核指標，也從未在核電核島設備上應用過。而本次用在高溫堆示范工程金屬堆內構件設備上時卻要求進行RTNDT≤-25℃落錘試驗，因制造單位均缺乏該技術要求的鉻鉬合金鋼板材、鍛件生產經驗和實踐活動，才出現RTNDT落錘試驗結果不合格問題，經分析產生原因如下：

（1）鉻鉬合金鋼材料的焊接性能及其對RTNDT落錘試驗的影響分析。

根據美國金屬學會用于評定淬火碳鋼和合金鋼碳當量的公式及其判定式（見表1），以及12Cr2Mo1合金鋼鍛件相應元素成分的實測值，可得碳當量CE= 0.889，表明12Cr2Mo1材質本身屬于難焊材料。

表1 評定淬火碳鋼和合金鋼碳當量判定式Tab.1 Equation of CE for evaluation of weld ability of quenched carbon and alloy steel

對RTNDT落錘試驗結果不合格的試樣焊道區域進行金相分析，在低倍顯微鏡下可看到焊縫區域被熔合線分為2部分，深色為近焊道區，淺色為近母材區，見圖2。焊道區與近母材區的組織狀態截然不同，說明在試樣焊道區域附近存在較大內應力，導致落錘試樣的力學性能降低；使用高倍顯微鏡觀察熔合線區域，可看到組織主要有馬氏體和貝氏體2種，見圖3。而馬氏體組織硬度較高，在正應力作用下容易發生脆斷（即為RTNDT落錘試驗引發脆性斷裂的內源），若在相同試驗條件下（如試驗溫度，打擊能量等相同），該類混合組織越多則會使RTNDT落錘試驗越不容易合格。通過以上分析，證明焊接對12Cr2Mo1合金鋼鍛件的RTNDT落錘試驗結果影響很大。

（2）焊道尺寸對RTNDT落錘試驗的影響分析。

選取RTNDT落錘試驗結果不同的1號監督材料鍛件試樣4個、2號上法蘭段鍛件試樣8個，對各試樣焊道尺寸進行測量，如圖4。各試樣焊道尺寸數據見表2。

通過對落錘試樣焊道尺寸所測數據的分析研究，發現較寬焊道對應試樣的RTNDT落錘試驗結果均不合格，而較窄焊道對應試樣的RTNDT落錘試驗合格率則較高，即焊道越窄，RTNDT落錘試驗結果就越容易合格。

表2 選取的各落錘試樣焊道尺寸數據及RTNDT落錘試驗結果Tab.2 Dimension of weld bead chosen for the sample and the result of drop weight test

而較厚的焊道會造成落錘試樣的裂紋源缺口較深，在落錘打擊狀態下，在凹槽底部將產生較大應力，會使裂紋更容易開裂。因此即使焊道寬度較窄、較深的凹槽也會出現RTNDT落錘試驗結果不合格問題，即較窄、較淺的焊道對RTNDT落錘試驗更加有利。

（3）性能熱處理工藝不成熟對RTNDT落錘試驗的影響分析。

選取RTNDT落錘試驗結果合格和不合格試樣各1個，即選取JTD1試樣和F3A試樣，對其解剖進行金相和電鏡掃描（scanning electron microscope，SEM）分析，結果如圖5、6所示。通過觀察可知，JTD1試樣RTNDT落錘試驗合格、F3A試樣RTNDT落錘試驗不合格。

通過分析發現2個試樣均為解理斷裂（即為穿晶斷裂），無明顯差別。

剖取試樣橫截面進行金相分析，發現焊接熱影響區中存在大量馬氏體組織（見圖7），造成脆性區所占試樣面積的比例增大，致使RTNDT落錘試驗結果不合格。再用高倍顯微鏡觀察，發現組織中存在少量粒狀貝氏體（見圖8），而貝氏體的性能因受其中“小島”數量、尺寸、分布等的影響，所以使12Cr2Mo1合金鋼鍛件的韌性降低（要獲得更好韌性就要求盡量減少粒狀貝氏體組織的百分比，其方法是進一步優化和完善性能熱處理工藝方案和相關參數）。

通過以上分析，可知試樣焊接時產生的熱影響區、焊道尺寸不合理、鍛件性能熱處理工藝的不成熟性等都會影響12Cr2Mo1材質鍛件的RTNDT落錘試驗結果。

同樣，經分析發現，12Cr2Mo1R合金鋼鋼板RTNDT落錘試驗不合格的原因與12Cr2Mo1合金鋼鍛件產生質量問題的原因基本相似。

4 改進措施及效果

對出現RTNDT落錘試驗結果不合格的12Cr2Mo1R合金鋼鋼板，在重新投料生產時，鋼板制造單位通過保證板坯加熱溫度的精度、控制軋制變形、優化熱處理工藝制度等來解決其質量問題，所訂購的所有鋼板目前已完成交貨。

對于12Cr2Mo1合金鋼鍛件質量問題，通過采取優化和完善12Cr2Mo1合金鋼鍛件的制造工藝方案及關鍵制造工藝環節、研究試樣焊接參數和加工出尺寸較合理的落錘試樣焊道、嚴格RTNDT落錘試驗工序的質量控制等措施，目前示范工程金屬堆內構件設備所訂購的9個大鍛件中已有7件RTNDT落錘試驗結果合格，基本實現了12Cr2Mo1合金鋼鍛件在高溫氣冷堆核島主設備上的應用愿望。

5 堆芯殼結構的主要防變形措施

由于示范工程金屬堆內構件設備的堆芯殼具有高度高、直徑大及壁厚薄等特點，在筒體焊接、組裝及運輸期間極易產生變形而很難達到圖紙設計要求，因此設備制造單位必須通過控制焊接變形、加工變形、運輸變形等技術攻關和研究裝配對中技術來了解和掌握高溫堆金屬堆內構件設備的核心生產技術，并成功應用在設備制造活動中，以實現示范工程金屬堆內構件設備的國產化制造目的，大幅度提升我國核電裝備制造能力，其攻關方案（或指標）基本如下：

（1）控制焊接變形。

對于單節筒體，首先是控制直徑尺寸、其次是控制圓度，確保筒體圓度小于6.5 mm。

對于2節筒體，首先在筒體內加入內支撐和采取某些整形措施使內徑圓度小于3 mm；其次是控制環焊坡口對中誤差小于0.3 mm，再通過強制整形使圓度小于8 mm。

對于2節以上筒體的環焊，將使用制造廠研究出的獨特焊接方法和焊接每一焊層時采用其特殊測量方法來監視焊接變形，以確定下道焊層的起始位置來消除上道焊層產生的誤差。

（2）控制加工變形。

首先是控制切削參數，其次是筒體組合后采取分層加工并使用輔助支撐來避免變形。

（3）整體防變形問題。

分別對上、下段堆芯殼進行焊接和熱處理，加工到設計要求后再進行精確焊接。

（4）控制運輸變形。

為防止設備在運輸時產生變形，故運輸前要在堆芯殼內加入一定數量的過盈徑向支撐，并使運輸架有足夠強度和剛度等。

（5）裝配對中技術研究。

因堆芯殼在20.06 m高度范圍內進行形位測量和對中是一項非常困難的技術，所以應研究測量方法和測量工具，以達到對中精度小于0.005%的技術指標等。

6 結語

高溫氣冷堆核電站示范工程金屬堆內構件設備所用鉻鉬合金鋼板材、鍛件在制造時雖出現了RTNDT落錘試驗結果不合格問題，但通過制造技術攻關，已成功實現12Cr2Mo1R合金鋼板材、12Cr2Mo1合金鋼大鍛件的開發和制造，設備防變形技術將通過科研攻關予以解決，這標志著我國即將形成具有自主知識產權的新型核電技術體系，既可實現核電核島主設備的國產化制造目的，又能為國內核電設備及材料制造企業積累生產經驗、培養和鍛煉人才。

隨著百萬千瓦級高溫氣冷堆核電機組將來在我國的陸續開工建設，鉻鉬合金鋼鋼板、鍛件必將被廣泛使用在核電設備上，這樣既可給國內鋼板和鍛件制造企業創造可觀的經濟收入，同時又能提升我國核電設備及其用材的國產化制造能力，從而改變我國以前從國外進口核級材料或設備的狀況。

[1]清華大學核能技術設計研究院.金屬堆內構件設計說明書[R].北京：清華大學核能技術設計研究院，2009.

[2]清華大學核能技術設計研究院.金屬堆內構件設備規格書[R].北京：清華大學核能技術設計研究院，2009.

[3]清華大學核能技術設計研究院.金屬堆內構件鉻鉬合金鋼鍛件技術規格書[R].北京：清華大學核能技術設計研究院，2009.

[4]清華大學核能技術設計研究院.金屬堆內構件鉻鉬合金鋼板技術規格書[R].北京：清華大學核能技術設計研究院，2009.

[5]清華大學核能技術設計研究院.金屬堆內構件包裝和運輸技術條件[R].北京：清華大學核能技術設計研究院，2009.

[6]清華大學核能技術設計研究院.金屬堆內構件焊接技能評定[R].北京：清華大學核能技術設計研究院，2009.

[7]清華大學核能技術設計研究院.堆芯殼筒身環段成形技術條件[R].北京：清華大學核能技術設計研究院，2009.

[8]清華大學核能技術設計研究院.堆芯殼筒身環段成形技術條件[R].北京：清華大學核能技術設計研究院，2009.