□張智峰　□李　向上海重型機(jī)器廠有限公司　上?！?00245

ACP1000核電堆內(nèi)構(gòu)件用大鍛件的國產(chǎn)化研制*

□張智峰□李向
上海重型機(jī)器廠有限公司上海200245

介紹了ACP1000核電堆內(nèi)構(gòu)件用大鍛件的國產(chǎn)化研制工作和研制結(jié)果。研制目的是掌握ACP1000核電堆內(nèi)構(gòu)件用大鍛件的制造工藝，實(shí)現(xiàn)堆內(nèi)構(gòu)件大鍛件的國產(chǎn)化。研制結(jié)果表明，國產(chǎn)化的大鍛件性能優(yōu)良，完全符合RCC-M（2007版）標(biāo)準(zhǔn)和鍛件技術(shù)規(guī)范的要求。

堆內(nèi)構(gòu)件在核電站核反應(yīng)堆中起著支承核燃料組件和引導(dǎo)控制棒進(jìn)行核反應(yīng)啟動、停止、功率調(diào)整等重要作用，并在事故狀況下為反應(yīng)堆提供二次安全支撐，是核反應(yīng)堆設(shè)備中最關(guān)鍵的設(shè)備之一。制造堆內(nèi)構(gòu)件的材料需要承受高中子注量的輻照和冷卻劑的腐蝕，而且要在高溫、負(fù)載工況下保持足夠的強(qiáng)度，使用條件十分苛刻。目前主流的壓水堆核電均采用高性能不銹鋼大鍛件作為制造堆內(nèi)構(gòu)件的主材料［1，2］。

ACP1000是中國核工業(yè)集團(tuán)公司在30余年核電科研、設(shè)計(jì)、制造、建設(shè)和運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)的基礎(chǔ)上，充分借鑒國際三代核電技術(shù)先進(jìn)理念，汲取福島核事故經(jīng)驗(yàn)和教訓(xùn)，自主研發(fā)、具有完整知識產(chǎn)權(quán)的第三代先進(jìn)壓水堆核電站。ACP1000作為第三代核電技術(shù)，其堆內(nèi)構(gòu)件大鍛件技術(shù)要求高于二代改進(jìn)型核電，制造難度顯著增大。上海重型機(jī)器廠有限公司（簡稱上重）在2013年完成了第三代AP1000核電堆內(nèi)構(gòu)件大鍛件的國產(chǎn)化，但AP1000核電技術(shù)源于美國西屋公司，其設(shè)計(jì)的堆內(nèi)構(gòu)件大鍛件與中國自主設(shè)計(jì)的ACP1000在技術(shù)要求上有較大差異，故AP1000核電堆內(nèi)構(gòu)件鍛件研制過程中開發(fā)的先進(jìn)工藝技術(shù)并不能直接覆蓋ACP1000。能否及時(shí)開發(fā)出制造ACP1000核電堆內(nèi)構(gòu)件鍛件所需的先進(jìn)冶煉、鍛造、熱處理等核心工藝，將成為ACP1000核電堆內(nèi)構(gòu)件主設(shè)備能否實(shí)現(xiàn)國產(chǎn)化的關(guān)鍵所在。

為此，在上海市經(jīng)濟(jì)和信息發(fā)展委員會的支持下，上重和上海電機(jī)學(xué)院聯(lián)合申報(bào)了上海市產(chǎn)學(xué)研合作年度計(jì)劃（2014年度）項(xiàng)目——《ACP1000核電堆內(nèi)構(gòu)件鍛件研制》，并在 2015年最終實(shí)現(xiàn)ACP1000核電堆內(nèi)構(gòu)件成套鍛件的完全國產(chǎn)化。

1　技術(shù)難點(diǎn)分析

1.1技術(shù)要求慨況

ACP1000核電堆內(nèi)構(gòu)件大鍛件按RCC-M（2007版）設(shè)計(jì)，鋼種包括奧氏體不銹鋼Z3CN18-10、Z2CN19-10以及馬氏體不銹鋼Z12CN13，分別執(zhí)行RCC-MM3301、M3302和M3205標(biāo)準(zhǔn)。堆內(nèi)構(gòu)件中尺寸最大的堆芯支承板和上支承板材料為Z3CN18-10，尺寸相對較小的法蘭、管嘴鍛件采用Z2CN19-10制造，壓緊彈簧為堆內(nèi)構(gòu)件中唯一的馬氏體不銹鋼Z12CN13鍛件。

根據(jù)RCC-MM140相關(guān)規(guī)定，堆芯支承板、上支承板和壓緊彈簧鍛件在按規(guī)定的生產(chǎn)工藝制造前，應(yīng)進(jìn)行制品評定。ACP1000核電堆內(nèi)構(gòu)件大鍛件的評定方為中國核動力研究設(shè)計(jì)院核級設(shè)備制品技術(shù)評定中心。

制品評定的目的至少包括：①驗(yàn)證鍛件的內(nèi)部質(zhì)量；②評價(jià)鍛件的化學(xué)成分和力學(xué)性能的均勻性；③確保鍛件對晶間腐蝕的不敏感性。

為實(shí)現(xiàn)上述評定要求，在與評定中心充分溝通后，上重制訂了評定件的制造、檢驗(yàn)方案。與常規(guī)產(chǎn)品件相比，評定件的主要差別是為了充分驗(yàn)證鍛件性能的均勻性，而在更多的位置進(jìn)行了取樣。

1.2成分要求

ACP1000核電堆內(nèi)構(gòu)件用 Z3CN18-10、Z2CN19-10和Z12CN13鍛件的成分要求詳見表1。

表1　ACP1000核電堆內(nèi)構(gòu)件鍛件成分規(guī)范/wt%

ACP1000核電堆內(nèi)構(gòu)件鍛件技術(shù)規(guī)范提出的成分要求較RCC-M（2007版）要求更高，主要體現(xiàn)在Co、Cu等殘余元素含量控制要求更為嚴(yán)格，這要求制造廠需在原材料控制、二次精煉等方面上提出更有效的工藝保證措施，以獲得具有足夠純凈度的鋼錠。

鍛件技術(shù)規(guī)范提出的合金成分具有較寬的范圍，但要獲得綜合性能合格的鍛件，需要在規(guī)范提出的成分范圍內(nèi)再制定一個(gè)狹窄的內(nèi)控范圍。對于本項(xiàng)目，上重采取的技術(shù)方案是：①進(jìn)一步限制P、S、 Cu等有害殘余元素的含量；②根據(jù)舍弗勒圖，調(diào)配好Cr當(dāng)量和Ni當(dāng)量，保證獲得所需的組織，如鐵素體含量應(yīng)≤5%；③C、N作為強(qiáng)化元素，控制在較高水平。

獲得實(shí)現(xiàn)內(nèi)控目標(biāo)成分的鋼錠是熔煉工序的主要任務(wù)，上重采用真空精煉+電渣重熔的工藝制造所需鋼錠。制造ACP1000堆內(nèi)構(gòu)件大鍛件最大需要67 t電渣重熔鋼錠，它將用于制造尺寸、質(zhì)量最大的堆芯支承板鍛件。要獲得重達(dá)67 t的電渣重熔鋼錠，需要精心設(shè)計(jì)渣制度、溫度控制、脫氧制度、速度控制和冷卻制度等電渣重熔工藝規(guī)范。

1.3力學(xué)性能

ACP1000核電堆內(nèi)構(gòu)件用 Z3CN18-10、Z2CN19-10和Z12CN13鍛件的成分要求詳見表2～表4。

表2　Z3CN18-10鍛件機(jī)械性能要求

表3　Z2CN19-10鍛件機(jī)械性能要求

表4　Z12CN13鍛件機(jī)械性能要求

ACP1000核電堆內(nèi)構(gòu)件鍛件提出的力學(xué)性能指標(biāo)達(dá)到了RCC-M標(biāo)準(zhǔn)（2007版）的要求，并對Z3CN18-10和Z2CN19-10鍛件增加了20℃夏比沖擊考核項(xiàng)目。

Z3CN18-10和Z2CN19-10屬于超低碳奧氏體不銹鋼，由于碳含量低，固溶溫度高（規(guī)范要求固溶溫度≤1 050℃），高溫強(qiáng)度要求指標(biāo)很難達(dá)到。Z12CN13鍛件屬于馬氏體不銹鋼，由于強(qiáng)韌性指標(biāo)較高，如何平衡強(qiáng)韌性指標(biāo)是其主要技術(shù)難點(diǎn)［3，4］。1.4耐腐蝕性能要求

為考察耐腐蝕性能，Z3CN18-10和Z2CN19-10鍛件需要按RCC-MMC1310進(jìn)行晶間腐蝕試驗(yàn)，試樣需進(jìn)行敏化處理，即：加熱至700℃，保溫30 min，然后在爐內(nèi)以60℃/h的冷速緩慢冷卻至500℃，再出爐冷卻至室溫。試樣在10%結(jié)晶硫酸銅+10%硫酸沸騰溶液中腐蝕之后，進(jìn)行聲響試驗(yàn)和彎曲試驗(yàn)，以確認(rèn)試樣是否存在晶間腐蝕的跡象。

成分控制不當(dāng)或碳化物析出不良導(dǎo)致晶間貧Cr是晶間腐蝕不合格的主要原因，故在設(shè)計(jì)制造方案時(shí)需考慮兩點(diǎn)：①應(yīng)有足夠高的Cr含量；②固溶溫度和保溫時(shí)間應(yīng)能充分溶解碳化物，并采取快速和強(qiáng)烈的浸水冷卻。

1.5金相檢查要求

RCC-M標(biāo)準(zhǔn)對堆內(nèi)構(gòu)件大鍛件未提出金相檢查要求，ACP1000核電根據(jù)國內(nèi)工程經(jīng)驗(yàn)，增加了檢查晶粒度和非金屬夾雜物的要求，其中晶粒度檢查按RCC-M MC1330或GB/T6394執(zhí)行，夾雜物按GB/T 10561規(guī)定的A法評級，具體考核指標(biāo)見表5。

表5　金相檢查要求

晶粒度控制是不銹鋼大鍛件的主要制造難點(diǎn)之一。作為無相變的奧氏體不銹鋼，Z3CN18-10和Z2CN19-10鍛件只能通過鍛造變形控制晶粒度，克服了變形抗力大、可鍛溫度區(qū)間窄的困難，獲得充足且均勻的鍛造變形是保證晶粒度合格的關(guān)鍵。Z12CN13為馬氏體不銹鋼，雖然在理論上可以通過相變細(xì)化晶粒，但由于其淬透性極佳，常規(guī)的鍛后熱處理（正火+回火）很難起到細(xì)化晶粒的作用，故也要在鍛造工序中解決晶粒度問題。

夾雜物需要在冶金工序中加以解決。根據(jù)上重技術(shù)經(jīng)驗(yàn)，采用真空精煉+電渣重熔獲得的鋼錠純凈度優(yōu)良，可較好解決夾雜物的問題。

2　研制情況

2.1主要工藝路線

Z3CN18-10和Z2CN19-10鍛件的主要制造工藝路線為：冶鑄自耗電極→電渣重熔→鍛造→粗加工→性能熱處理→取樣和理化檢驗(yàn)→精加工→終檢驗(yàn)（尺寸檢查、超聲波檢測、滲透檢測等），Z12CN13鍛件的主要工藝流程與之基本相同，只是鍛造后增加了一次鍛后熱處理。

電渣重熔、鍛造和性能熱處理是制造堆內(nèi)構(gòu)件大鍛件的關(guān)鍵工序。電渣重熔要在200 t電渣重熔爐中進(jìn)行（如圖1所示）；鍛造在12 000 t水壓機(jī)和16 500 t油壓機(jī)上進(jìn)行（如圖2所示）；性能熱處理加熱采用在控溫精度良好的（≤±10℃）環(huán)形電爐中進(jìn)行；Z3CN18-10和Z2CN19-10鍛件的熱處理快速冷卻在水槽中進(jìn)行，Z12CN13鍛件則選擇油槽。

2.2試制件制造情況

2.2.1Z3CN18-10鍛件

在Z3CN18-10鍛件中，堆芯支承板和上支承板需要進(jìn)行評定。按照RCC-M標(biāo)準(zhǔn)及采購技術(shù)規(guī)范，鍛件產(chǎn)品需要在相對180°位置上共取2套試樣進(jìn)行相關(guān)理化檢測試驗(yàn)，但為進(jìn)一步論證評定件性能的均勻性，評定方提出了更苛刻的要求，即每隔90°取一次共4套試樣，堆芯支承板還要在中心開孔位置再增加2套試樣。表6～表9匯總了Z3CN18-10鍛件中制造難度最大的堆芯支承板（評定件）6處取樣位置的各項(xiàng)檢驗(yàn)結(jié)果。

圖1　在200 t電渣重熔爐上進(jìn)行重熔鑄錠

圖2　堆芯支承板在16 500 t油壓機(jī)上鍛造

表6　堆芯支承板評定件產(chǎn)品成分/wt%

表7　堆芯支承板評定件常溫拉伸試驗(yàn)結(jié)果

表8　堆芯支承板評定件350℃拉伸試驗(yàn)結(jié)果

表9　堆芯支承板評定件金相檢查結(jié)果

表6～表9表明，堆芯支承板評定件成分、力學(xué)性能、金相檢驗(yàn)結(jié)果均滿足技術(shù)規(guī)范要求，有害元素含量極低，合金元素分布均勻，高溫強(qiáng)度有較多富余量，夏比沖擊試驗(yàn)結(jié)果顯著優(yōu)于規(guī)定值。晶粒度為2～3級，實(shí)現(xiàn)了鍛件技術(shù)規(guī)范提出的“力爭2級或更細(xì)”的期望值。微觀組織以奧氏體為主，含少量的（2%～5%）的鐵素體，符合工藝預(yù)設(shè)目標(biāo)。對支承板試樣進(jìn)行晶間腐蝕試驗(yàn)，未發(fā)現(xiàn)任何晶間腐蝕傾向，說明鍛件具有優(yōu)良的抗腐蝕性能。精加工結(jié)束后的堆芯支承板如圖3所示。

圖3　精加工后的堆芯支承板

2.2.2Z2CN19-10鍛件

Z2CN19-10鍛件的性能指標(biāo)雖略高于Z3CN18-10鍛件，但由于鍛件尺寸較小，電渣重熔、鍛壓、固溶熱處理技術(shù)和工藝實(shí)施難度相對較低，Z3CN18-10鍛件制造工藝技術(shù)完全可以覆蓋Z2CN19-10鍛件。上重制造的Z2CN19-10鍛件實(shí)際性能指標(biāo)與Z3CN18-10鍛件基本相當(dāng)。

2.2.3Z12CN13鍛件

堆內(nèi)構(gòu)件大鍛件中僅有壓緊彈簧采用馬氏體不銹鋼Z12CN13，首制件需要進(jìn)行M140制品評定。按照采購技術(shù)規(guī)范，產(chǎn)品只需要在相對180°位置上共取2套試樣進(jìn)行相關(guān)理化檢測試驗(yàn)，但評定件的要求更高，在每隔90°各取一次共4套試樣。表10～表13匯總了壓緊彈簧（評定件）4處取樣位置的各項(xiàng)檢驗(yàn)結(jié)果。

表10～表13表明，壓緊彈簧評定件成分、力學(xué)性能、金相檢驗(yàn)結(jié)果均滿足技術(shù)規(guī)范要求，有害元素含量極低，合金元素分布均勻，強(qiáng)度和夏比沖擊試驗(yàn)均有富余量，強(qiáng)韌性匹配良好。晶粒度為3級，實(shí)現(xiàn)了鍛件技術(shù)規(guī)范提出的“力爭3級或更細(xì)”的期望值。微觀組織為回火馬氏體，符合工藝預(yù)設(shè)目標(biāo)。精加工結(jié)束后的壓緊彈簧如圖4所示。

圖4　最終精加工后的壓緊彈簧

表10　壓緊彈簧評定件產(chǎn)品成分/wt%

表11　壓緊彈簧評定件常溫試驗(yàn)結(jié)果

表12　壓緊彈簧評定件350℃拉伸試驗(yàn)結(jié)果

表13　壓緊彈簧評定件金相檢查結(jié)果

3　分析和討論

3.1關(guān)于晶粒度要求

對于堆內(nèi)構(gòu)件用奧氏體不銹鋼鍛件，晶粒度控制是其主要制造難點(diǎn)之一。AP1000核電堆芯支承板要求為6級以下，而ACP1000核電規(guī)定是1級，力爭2級或更細(xì)。上重制造經(jīng)驗(yàn)表明，對于堆芯支承板這樣的大型不銹鋼餅型鍛件，受限于萬噸級自由鍛壓機(jī)墩粗成形能力，均勻的4級以上晶粒度在工程上不能實(shí)現(xiàn)，但過粗的晶粒會導(dǎo)致超聲波的顯著衰減，一旦達(dá)到0級或更粗的晶粒度，鍛件將因?yàn)槌暡ㄋp率過高而無法作出超聲探傷合格的判斷。因此，雖然ACP1000與AP1000核電堆芯支承板技術(shù)規(guī)范提出的晶粒度要求存在明顯差異，但工程上實(shí)際可實(shí)現(xiàn)的內(nèi)控目標(biāo)相同。

3.2關(guān)于奧氏體不銹鋼的C含量

抗腐蝕性能和高溫強(qiáng)度是保證堆內(nèi)構(gòu)件奧氏體不銹鋼大鍛件將來處在強(qiáng)腐蝕、高溫服役環(huán)境中長期安全運(yùn)行的重要性能指標(biāo)。ACP1000核電堆內(nèi)構(gòu)件采用Z3CN18-10，碳含量上限值最高為0.040%，而AP1000核電采用304H，碳含量范圍為0.04%～0.08%，兩者成分范圍差異明顯。從抗晶間腐蝕性能來看，采用碳含量更低的Z3CN18-10，無疑更容易保證晶間腐蝕試驗(yàn)的合格，但碳是最重要的強(qiáng)化元素之一，碳含量較高的304H鍛件更容易獲得較高的強(qiáng)度。為均衡抗腐蝕性能和高溫強(qiáng)度，在制造AP1000核電堆芯支承板時(shí)往往將碳控制在偏下限，而ACP1000核電則將碳控制在上限，導(dǎo)致兩者實(shí)際成分差異并不像技術(shù)規(guī)范所述的那樣顯著。

3.3壓緊彈簧的強(qiáng)韌性

ACP1000核電壓緊彈簧鍛件選用與二代改進(jìn)型核電相同的鋼種Z12CN13，而AP1000核電采用了ASME SA-182 F6NM，兩種鋼存在顯著差異。Z12CN13由于合金含量較少，尤其是保證沖擊韌性的主要元素Ni含量不高（1.0%～1.8%），要在較高強(qiáng)度的情況下保持一定的沖擊韌性十分困難，缺少可繼續(xù)挖掘的性能潛力，如后續(xù)堆型壓緊彈簧鍛件技術(shù)指標(biāo)進(jìn)一步提高，可能需要考慮材料更換問題。SA-182 F6NM的Ni含量高達(dá)3.5%～4.5%，經(jīng)正回火后，可較容易地實(shí)現(xiàn)在強(qiáng)度有足夠余量（50MPa以上）的前提下，獲得200J以上的夏比沖擊值［5］，強(qiáng)韌性顯著優(yōu)于Z12CN13，是一種具有更好發(fā)展前景的壓緊彈簧材料。

3.4奧氏體不銹鋼的夏比沖擊試驗(yàn)

ACP1000核電堆內(nèi)構(gòu)件整套奧氏體不銹鋼鍛件的所有夏比沖擊功均≥290 J。由于上重按RCC-M標(biāo)準(zhǔn)標(biāo)定的夏比沖擊試驗(yàn)機(jī)最大量程為300 J，有效量程為240 J，故該批鍛件的夏比沖擊試樣均未打斷，實(shí)際值應(yīng)超設(shè)備量程。上重在600 J夏比沖擊試驗(yàn)機(jī)（按ASME標(biāo)準(zhǔn)標(biāo)定）補(bǔ)充了系列溫度沖擊試驗(yàn)，測得室溫沖擊值在400～460 J，且沒有明顯的韌脆轉(zhuǎn)變趨勢，即使在液氮極端條件下（-196℃）沖擊值仍超過100 J。上述夏比沖擊試驗(yàn)情況與二代、二代改進(jìn)型核電和AP1000核電數(shù)十套堆內(nèi)構(gòu)件大鍛件的結(jié)果一致，說明在目前工業(yè)條件下，具有極高的沖擊韌性是奧氏體不銹鋼鍛件的基本特性，應(yīng)可以考慮在通過M140評定后，對后續(xù)產(chǎn)品豁免沖擊試驗(yàn)。

4　結(jié)論

經(jīng)過一年的技術(shù)攻關(guān)和試制生產(chǎn)，ACP1000核電堆內(nèi)構(gòu)件整套大鍛件在上重成功完成試制，其中制造難度最大的3件評定件——堆芯支承板、上支承板、壓緊彈簧的各項(xiàng)檢驗(yàn)結(jié)果成功獲得了中國核動力研究設(shè)計(jì)院核級設(shè)備制品技術(shù)評定中心的認(rèn)可，順利通過了M140制品評定。至此，上重成功完成了ACP1000核電堆內(nèi)構(gòu)件整套大鍛件國產(chǎn)化的研制。

［1］張智峰，陳永波，丁秀平，等.1000 MW壓水堆核電堆內(nèi)構(gòu)件大鍛件的研制［R］.中國核學(xué)會，中國核科學(xué)技術(shù)進(jìn)展報(bào)告（第二卷），2011.

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［3］李寧，夏欣，張翼，等.用于制造堆內(nèi)構(gòu)件壓緊彈簧的Z12CN13不銹鋼大鍛環(huán)國產(chǎn)化材料［J］.材料科學(xué)與工程學(xué)報(bào)，2013（3）：456-460.

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［5］張智峰，宋雷鈞，李向.核電壓緊彈簧鍛件技術(shù)特點(diǎn)及其制造技術(shù)［R］.中國核學(xué)會，中國核科學(xué)技術(shù)進(jìn)展報(bào)告（第三卷），2013.

Gived an overview on the development effort and achievements in localized manufacturing of heavy forgings applied to ACP1000 nuclear reactor components.The purpose of the development is to command the manufacturing processes of heavy forgings used by ACP1000 nuclear reactor components to realize localization of large forgings for reactor components.The R&D results show that the domestic heavy forgings present excellent performances and they can meet with the requirements specified by Standard RCC-M（version 2007）and technical specification for forgings.

ACP1000；核電；堆內(nèi)構(gòu)件；大鍛件

ACP1000；Nuclear Power；Reactor Components；Heavy Forgings

TL372

A

1672-0555（2015）03-046-06

*上海市產(chǎn)學(xué)研合作年度計(jì)劃項(xiàng)目（編號：滬CXY-2014-003）

2015年5月

張智峰（1981年-），男，碩士，工程師，主要從事大型鍛件產(chǎn)品熱加工工藝技術(shù)的研究工作