供稿|王永強，楊濱，武煥春，韓軍，王西濤/ WANG Yong-qiang，YANG Bin，WU Huan-chun，HAN Jun，WANG Xi-tao

壓水堆核電站工作原理

核電因其巨大的優(yōu)勢得到了快速發(fā)展，目前已與火電、水電并稱為電力能源三大支柱，并且隨著煤炭、石油等化石能源的儲量日益減少，其重要地位不斷凸顯。核電經(jīng)過近 60 年的發(fā)展、運行，其技術不斷完善，至今已經(jīng)發(fā)展到了第三代 (如圖1 所示)，現(xiàn)在一些國家正在建設三代核電站。第四代核電站概念也已于 21 世紀初提出，但距離商業(yè)應用還很遠。目前全世界范圍內使用最多、運行最成熟的是第二代和二代改進型核電站。

核電站中，動力堆主要有輕水堆 (包括壓水堆和沸水堆)、重水堆、石墨堆 (包括石墨氣冷堆和石墨水冷堆) 以及快中子增殖堆，這些堆型中壓水堆是應用最廣泛、最主要的堆型。目前全世界運行的商業(yè)核電站共有 439 座，這些核電站中輕水堆占 85.9%，其中壓水堆 61.3%，沸水堆 24.6%，如圖2 所示[1-2]。

圖1 核電站發(fā)展的幾個階段[1]

圖2 核電站數(shù)量、堆型分類及比例[1-2]

圖3 壓水堆工作原理[3]

壓水堆核電站的工作原理如圖3 所示。反應堆堆芯核裂變產(chǎn)生巨大的熱能，主泵把水泵入，水既是慢化劑，又是冷卻劑，冷卻劑流經(jīng)堆芯進行冷卻，同時水被加熱到 327℃、155 個大氣壓的高溫高壓水。高溫高壓水進入蒸汽發(fā)生器的 U 型管內，在 U 型管內與二回路冷卻水進行熱交換，釋放熱量后又被主泵送回堆芯重新加熱再進入蒸汽發(fā)生器。這樣不斷地在密閉的回路內循環(huán)，稱為一回路系統(tǒng)。蒸汽發(fā)生器管壁外的水被一回路系統(tǒng)的熱水加熱成蒸汽后進入汽輪機，通過汽輪機做功，同軸帶動發(fā)電機發(fā)電，然后進入冷凝器被海水冷卻，又凝結成水通回蒸汽發(fā)生器，重新加熱成蒸汽。這個汽水循環(huán)過程稱為二回路系統(tǒng)。壓水堆核電站中一回路主管道為核島七大關鍵部件之一，是系統(tǒng)承壓邊界的一部分，稱為核電站的“主動脈”，它封閉著高溫、高壓和帶有放射性、腐蝕性的冷卻劑，維持和約束冷卻劑循環(huán)流動，對反應堆的安全和正常運行起著重要的保障作用。由此可見一回路主管道在核電站中扮演著非常重要的角色。

壓水堆核電站一回路主管道材料

一回路主管道屬于核安全一級部件，尺寸大、運行條件苛刻 (約 300℃、16 MPa 的含磷酸、硼酸高溫高壓水)，對材料性能要求極高[4-5]，除要求有良好的綜合力學性能 (足夠的強度、高的塑性和韌性) 外，還要求耐高溫高壓水腐蝕，具有良好的抗疲勞性能、易加工性和焊接性能等[1]。擁有 α-γ 雙相組織的鑄造奧氏體不銹鋼 (約 5%～20% 鐵素體相以島狀分布在奧氏體基體上—CASS)[6-8]能很好的滿足上述性能，廣泛用于核電站一回路主管道。國外早期核電站一回路管道大多采用 18-8 型 (美國 ASME304) 奧氏體不銹鋼 (相應鑄鋼為 CF-8)。后來，為了提高 304 不銹鋼抗高溫高壓水晶間應力腐蝕性能，逐漸改用含 2%～3% Mo 的 ASME316 型不銹鋼及相應的鑄鋼 CF-8M。

為了進一步延長核電站運行壽命，近幾十年國際上對一回路管道材料進行了深入的研究。美國、日本開發(fā)了核級控氮 316L 不銹鋼，法國投入巨資開展了一系列奧氏體不銹鋼材料的研究，開發(fā)了 Z2CND18.12 和 Z3CN20.09M 主管道材料[8-10]。一些國家核電站一回路主管道材料如表1 所示。

目前世界上半數(shù)以上的核電站是按法國核島設備設計和建造委員會 (AFCEN) 制定的 RCC-M《壓水堆機械設備設計和建造規(guī)則》制造的，我國正在建造的和今后相當一部分核電站也都按這個規(guī)范建造。RCC-M《壓水堆機械設備設計和建造規(guī)則》是一部國際上公認的最為安全的核電設備制造規(guī)范，按 RCC-M 制造的核電設備迄今為止沒有發(fā)生過重大的安全事故，且設備故障率最低。RCC-M 規(guī)范中的牌號 Z3CN20.09M 不銹鋼屬于低碳奧氏體–鐵素體型不銹鋼，其化學成分和力學性能標準如表2 和表3所示[11]。RCC-M 規(guī)范要求 Z3CN20.09M 鐵素體含量范圍 12%～20%，最理想值為 15%～18%，其值可依據(jù) Shaef fl er 圖通過改變材料成分實現(xiàn)調控。

表1 一些國家主管道用材

表2 主管道直管和彎頭成分 (質量分數(shù)，%)[11]

表3 主管道直管和彎頭力學性能[11]

圖4 一回路主管道材料 Z3CN20.09M 微觀組織

Z3CN20.09M 的微觀組織如圖4 所示，它由奧氏體基體和島狀鐵素體相組成。鐵素體含量一般規(guī)定為 12%～20%，最佳值為 15%～18% (以上均為體積分數(shù))。

奧氏體不銹鋼中鐵素體起著極其重要的作用。1) 由于鐵素體是以分散并均布成小坑狀存在于奧氏體晶粒之間，削弱奧氏體柱狀晶和樹枝晶的方向性，隔斷奧氏體晶界連續(xù)網(wǎng)狀碳化鉻析出，從而防止晶間腐蝕，因此鐵素體對提高耐晶間腐蝕的作用有好處。通過試驗證明，由于鐵素體對應力腐蝕開裂不敏感，因此含有鐵素體的奧氏體鋼焊縫的耐應力腐蝕性能優(yōu)于同成分但含有很少鐵素體的奧氏體鋼焊縫。2) 奧氏體不銹鋼中的鐵素體對材料的力學性能有顯著影響。鐵素體含量增加時強度增加，同時，延展性和沖擊強度減低。利用此特性，可采用調控鐵素體的含量來達到所需要的材料力學性能和加工性能。3) 但是奧氏體不銹鋼中鐵素體含量過高會損害奧氏體不銹鋼的可鍛性和熱穩(wěn)定性，特別是用于大鍛造比的鍛件，鑄坯限制鐵素體的含量是合理而必要的 (通常限制在3%～8%)。同樣道理用于冷變形的奧氏體鋼，如冷伸壓、深沖壓，冷拔和冷擠壓的奧氏體鋼，鐵素體含量應進一步限制(通常限制在 5% 以下)；同時，高鉻鐵素體長期處于較高溫度環(huán)境 (≤550℃) 會發(fā)生 475℃ 脆化現(xiàn)象，增加材料脆性斷裂傾向。

一回路主管道制備工藝

壓水堆一回路主管道可以采用鍛造或鑄造制造工藝。采用鍛造奧氏體不銹鋼時，主管道組織均勻，力學性能較好；但由于制造工藝的限制，直管段制造長度受限，使主管道焊縫數(shù)量增多，焊接工作量增大，而且由于材料本身特點，在焊接時容易產(chǎn)生焊接缺陷。鑄造工藝可以克服鍛造主管道的缺點在保證主管道力學性能不降低的前期下，采用鑄造奧氏素體－鐵體不銹鋼來替代鍛造奧氏體不銹鋼。鑄造奧氏素體－鐵體不銹鋼具有較好的焊接性能，焊接時不易產(chǎn)生焊接缺陷，且采用離心鑄造可以制造出長度較大的直管，使焊縫數(shù)量減少，這一技術已經(jīng)成功應用到主管道的生產(chǎn)中。

圖5 一回路主管生產(chǎn)工藝流程

二代核電站一回路主管道包括直管和彎頭部分，直管和彎頭通過焊接組合成完整管道。一回路主管道直管由離心鑄造而成，彎頭通過靜態(tài)模鑄而成，具體工藝路線如圖5 所示。

原料經(jīng)過電弧爐+氬氧爐雙聯(lián)冶煉，調控微合金元素及雜質含量得到成分合格的鋼液，成分調控時要嚴格將 C 含量降低到 0.03% 以下，然后進行澆注。彎頭通過砂型靜態(tài)鑄造成型，直管經(jīng)臥式離心鑄造機成型，成型后的毛坯管件脫模后進行固溶熱處理，目的是減少缺陷、均勻成分及調控鐵素體含量從而提高性能，熱處理工序完成后進行機械加工。直管和彎頭的加工包括內圓和外圓的加工，機加工設備主要包括大型的車床、鏜床及工裝。對直管和彎頭的機加工關鍵在于制定合理的加工工藝，并配套相應的設備。

結束語

一回路主管道在核電站安全運行中扮演著非常重要的角色，其選材、加工都有極嚴格的規(guī)范。含有一定量鐵素體相的奧氏體不銹鋼因其性能優(yōu)異 (包括力學性能、物理性能、加工性能等)，廣泛用于二代和二代改進型核電站一回路主管道，但是此種材料也存在一些缺陷，例如長期服役會發(fā)生熱老化脆化，其性能下降。為了解決二代核電站一回路主管道熱老化脆化問題，延長核電站使用壽命，提高安全性，正在發(fā)展和建設中的第三代核電站主管道材料選用控氮奧氏體不銹鋼，經(jīng)整體鍛造而成。

[1]朱華. 核電與核能. 杭州: 浙江大學出版社, 2009

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

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