壓水堆一回路主設(shè)備材質(zhì)分析

鄭東宏，李慶光，劉曉科，肖洪濤

（1.國核工程有限公司，山東 海陽 265116；2.山東電力工程咨詢院，山東 濟南 250013）

1 壓水堆主設(shè)備概述

壓水堆核電站主要是將存儲在反應(yīng)堆壓力容器中的核燃料和中子發(fā)生可控鏈式核反應(yīng)所釋放的核能，轉(zhuǎn)化為一回路高溫高壓流體的熱能（壓力約為17 MPa，溫度約為340 ℃），然后再通過蒸汽發(fā)生器將熱能傳遞給二回路的流體，使其產(chǎn)生高溫高壓蒸汽，推動汽輪機發(fā)電。

主設(shè)備除了承擔核能與熱能之間的轉(zhuǎn)換外，同時也執(zhí)行放射性物質(zhì)包容的安全功能，構(gòu)成了一回路的壓力邊界，均是質(zhì)保1級、安全1級、抗震1類的壓力容器，主要包括：反應(yīng)堆壓力容器、蒸汽發(fā)生器、穩(wěn)壓器、主管道以及主泵泵殼等[1]。

反應(yīng)堆壓力容器其結(jié)構(gòu)完整性由低合金鋼來承擔，由圓柱形筒體區(qū)、半球形封頭區(qū)以及冷熱管嘴構(gòu)成。圓柱形筒體高約8 m，直徑約5 m，壁厚約200mm。

蒸汽發(fā)生器通過將一次側(cè)一回路流體的熱能傳遞給二次側(cè)二回路流體，產(chǎn)生蒸汽，推動汽輪機做功。蒸汽發(fā)生器一次側(cè)主要由一回路流體進出接管封頭、傳熱管管板、傳熱管管束構(gòu)成。蒸汽發(fā)生器高約20m，直徑約3.5～5 m，進出口接管封頭壁厚約150～250mm，傳熱管管板壁厚約300mm。

穩(wěn)壓器用來保證在啟動和正常運行時一回路流體的壓力。穩(wěn)壓器高約13 m，直徑約2.5～3 m，壁厚約120mm。

主管道將反應(yīng)堆壓力容器中的一回路流體傳輸至蒸汽發(fā)生器中進行熱交換。主管道外徑約500～960mm，壁厚約60～90mm。穩(wěn)壓器波動管外徑約450mm，壁厚約45 mm。

主泵泵殼構(gòu)成一回路的壓力邊界，主泵為一回路中的流體提供循環(huán)動力。

2 主設(shè)備材質(zhì)

在高溫高壓和中子輻照作用下，要求主設(shè)備能夠長期穩(wěn)定地運行，服役40年至60年，且在服役期內(nèi)無須返修或更換，因此對主設(shè)備材質(zhì)和焊接工藝的要求非常高。根據(jù)ASME B&P規(guī)范要求，主設(shè)備材質(zhì)主要有低合金鋼、奧氏體不銹鋼以及鎳基合金等，材質(zhì)的合金元素含量和抗拉性能如表1和表2所示[2-3]。

2.1 低合金鋼

20世紀60年代，第一個壓水堆反應(yīng)堆壓力容器用鋼為175 mm厚的C-Mn鋼。但隨著反應(yīng)堆功率由最初的300 MW增加到目前的1500 MW時，發(fā)現(xiàn)C-Mn鋼不能確保在整個反應(yīng)堆服役期內(nèi)有足夠的韌性。隨著制造技術(shù)的進步，反應(yīng)堆壓力容器用鋼已由C-Mn鋼，發(fā)展為Mn-Mo鋼（如ASME SA-302B），以及目前廣泛使用的Mn-Ni-Mo鋼（如ASME SA-533 Gr BCl2，SA-508 Gr3 Cl1），低合金鋼也由最初的軋制鋼板發(fā)展為鍛件板。

表1 主設(shè)備材質(zhì)的化學(xué)成分表Table 1 The chemical composition of materials

表2 主設(shè)備材質(zhì)的拉伸性能分析Table 2 Analysis on the tensile strength of materials

Mn-Ni-Mo低合金鋼，具有良好的機械性能和較高的韌性；高的機械性能可顯著降低承壓容器的壁厚，高的韌性可降低材質(zhì)的脆性斷裂。微量元素的含量可顯著影響材質(zhì)的屬性，根據(jù)ASME B&P規(guī)范要求，應(yīng)嚴格控制C、S、P和Cu含量。較低的C含量使其具有更好的焊接性能；較低的C、S和P含量使其韌性顯著提高；在反應(yīng)堆堆芯輻照活化的筒體區(qū)，在中子輻照效應(yīng)下，通過控制Cu和P的含量，顯著降低材質(zhì)的脆性，延長壓力容器的使用壽命。

SA-508 Gr 3 Cl 1用于反應(yīng)堆壓力容器筒體區(qū)、封頭區(qū)及冷熱管嘴接頭。SA-508 Gr 3 Cl 2用于蒸汽發(fā)生器一回路流體進出口管嘴和傳熱管管板，以及穩(wěn)壓器本體和波動管管嘴。低合金鋼的加工制造必須滿足ASME B&P 規(guī)范Section IIPart A和Section III-NB的要求。

2.2 奧氏體不銹鋼

奧氏體不銹鋼具有良好的抗腐蝕性能，廣泛使用于管道、泵殼等一回路承壓部件中。隨著制造技術(shù)的進步，奧氏體用鋼已由最初的Cr-Ni合金304發(fā)展為目前廣泛使用的Cr-Ni-Mo合金316和Cr-Ni-Mo-N合金316LN，奧氏體不銹鋼管道也由最初的軋制和鑄造成型發(fā)展為鍛造成型。

316不銹鋼在焊接過程和應(yīng)力釋放過程中，當溫度在425 ℃和815 ℃范圍時，C化物的析出會造成晶間貧Cr而誘發(fā)晶間腐蝕。為了防止晶間腐蝕，不僅要嚴格控制和減少C含量（316L），而且通過添加適量的N元素防止晶間貧Cr（316LN）。316LN通過固溶處理可顯著提高屈服強度，具有與316材質(zhì)同等的機械強度；而且擁有與316L材質(zhì)同等的抗均勻腐蝕和坑蝕的能力。

奧氏體不銹鋼在加工制造后可通過高溫（1040 ℃和1175 ℃）退火，水冷淬火處理來消除冷加工過程的殘余應(yīng)力，熔解熱加工時析出的晶間C化物，使其形成各向同性結(jié)構(gòu)、提高其抗腐蝕性，防止碳化物析出，增強其延展性以及脆斷強度。

奧氏體不銹鋼有很好的焊接性，不需要焊前預(yù)熱和焊后熱處理，非常適合施工現(xiàn)場的焊接作業(yè)條件。目前主設(shè)備管嘴與主管道的焊接工藝中，廣泛采用這一技術(shù)，先將低合金鋼管嘴與奧氏體不銹鋼安全端在車間進行焊接，運輸至施工現(xiàn)場后，再將奧氏體不銹鋼安全端與主管道進行焊接。例如，SA-508 Gr 3 Cl 1冷熱管嘴與SA-182 F316LN安全端在車間焊接后，運輸至施工現(xiàn)場，再進行主管道的焊接。

奧氏體不銹鋼有良好的延展性和可加工性。鍛造或軋制不銹鋼主要用于一回路主管道，如SA-376 TP316LN和SA-312 TP316LN分別用于冷熱管道和波動管；鑄件不銹鋼則主要用于幾何形狀復(fù)雜的部件，如SA-351 GR CF8A不銹鋼用于主泵泵殼。

反應(yīng)堆壓力容器、蒸汽發(fā)生器及穩(wěn)壓器均為低合金鋼，在其潤濕表面上堆焊5.6～6.4 mm厚的奧氏體不銹鋼308L或309L，可在核電廠運行期間減少一回路內(nèi)腐蝕產(chǎn)物的形成，防止一回路積聚大量的輻照活化腐蝕產(chǎn)物，同時也預(yù)防主設(shè)備壁厚減薄，延長承壓設(shè)備的服役壽命。

奧氏體不銹鋼的加工制造必須滿足ASME B&P 規(guī)范Section II-Part A和Section III-NB的要求。

2.3 鎳基合金

Ni-Cr-Fe鎳基合金有很好的抗腐蝕性能和傳熱性能，用于蒸汽發(fā)生器的傳熱管、傳熱管管板內(nèi)覆層、一回路進出封頭的隔板內(nèi)覆層、控制棒驅(qū)動機構(gòu)、儀表管、堆芯支撐等部件中，也用于低合金鋼管嘴與奧氏體不銹鋼安全端的焊接過渡帶中。

鎳基600合金（75%Ni-15%Cr-8%Fe）長期在高溫高壓流體的環(huán)境下，易于發(fā)生應(yīng)力開裂。隨著制造技術(shù)的進步，壓力邊界鎳基合金用鋼已由最初的600合金發(fā)展為目前廣泛使用的690合金，例如SB-163 UNS N06690、SB-166 UNS N06690和SB-564 UNS N06690。

鎳基合金的延展性和斷裂強度較高，在熱態(tài)工況下，其拉伸性能遠高于奧氏體不銹鋼。然而，鎳基合金鋼的焊接性能較差，易于在熱影響區(qū)和填充金屬結(jié)晶固化過程中，產(chǎn)生微小裂紋，應(yīng)嚴格控制雜質(zhì)含量和Nb/Si含量比率。

鎳基合金鋼加工制造必須滿足ASME B&P規(guī)范Section II-Part B和Section III-NB的要求。

3 主設(shè)備焊接

壓水堆一回路主設(shè)備材質(zhì)焊接的主要特點是板材較厚。控制焊接變形，避免出現(xiàn)焊接缺陷，確保焊接區(qū)和熱影響區(qū)的化學(xué)成分、金相特性和機械性能與母材一致，是主設(shè)備焊接質(zhì)量控制的關(guān)鍵；在運行期中子輻照效應(yīng)影響下，確保焊接區(qū)的腐蝕速率可控、機械性能滿足設(shè)計要求顯得尤為重要，好的焊接質(zhì)量可減少運行期的維修成本，增加服役期限。

主設(shè)備材質(zhì)的焊接應(yīng)滿足ASME B&P 規(guī)范Section IX和Section III-NB的要求，焊接檢驗應(yīng)滿足Section V和Section III-NB的要求，焊材應(yīng)滿足Section II-Part C和Section III-NB的要求。為了確保高的焊接質(zhì)量，應(yīng)關(guān)注以下方面：

— 確認焊接工藝與圖紙、技術(shù)規(guī)格書和ASME規(guī)范的符合性；

— 審核焊機操作工資質(zhì)；

— 審核焊接檢查人員和無損檢測人員資質(zhì)和能力；

— 檢查焊機資質(zhì)和有效性；

— 檢查工機具的標定和有效性；

— 檢查填充金屬的化學(xué)成分和機械性能；

— 檢查保護氣體的成分；

— 檢查焊接預(yù)熱和焊后熱處理設(shè)備和工藝滿足規(guī)范要求；

— 驗證焊接試樣性能；

— 確認焊縫無損檢測結(jié)果；

— 審核焊接工藝評定PQR；

— 審核焊接工藝規(guī)程WPS。

有效的焊接工藝規(guī)程主要是檢查：母材材質(zhì)、母材的形狀和尺寸、焊接方法、填充金屬、接頭形式、焊接位置、焊接參數(shù)、熱處理等方面均符合設(shè)計和ASME規(guī)范。有效的焊接工藝評定主要是通過焊縫的化學(xué)成分、微觀金相和機械性能驗證主要變素。

隨著焊接技術(shù)和工藝的發(fā)展，主設(shè)備的焊接已由最初的手工鎢極氬弧焊GTAW和手工電弧焊SMAW發(fā)展為自動鎢極氬弧焊GTAW；焊接坡口已由最初的寬間隙坡口發(fā)展為窄間隙坡口，如圖1和圖2所示。核電運行期內(nèi)的焊縫返修如果使用手工電弧焊，焊接工將接受大劑量的中子輻照，而采用自動GTAW使得焊接操作工接受的中子輻照劑量大大降低。

圖1 傳統(tǒng)的寬間隙坡口Fig.1 The traditional wide gap bevel

圖2 窄間隙坡口Fig.2 The narrow gap bevel

窄間隙坡口的自動GTAW工藝目前在厚板焊接工藝中得到廣泛應(yīng)用。窄間隙坡口可使金屬填充量減少，焊接變形較小，對熱影響區(qū)的影響較小。自動GTAW操作簡單，焊接速度快，可通過導(dǎo)向裝置準確定位鎢極位置，從根部至蓋面均能保證穩(wěn)定的焊接參數(shù)，使得窄間隙焊縫中的熔池能很好地熔合和成型，進而確保無焊接缺陷，好的機械強度和焊接金相。窄間隙焊接坡口的形式如圖2至圖6所示。

圖3 具有組對定位的單面坡口Fig.3 The narrow gap single-bevel with fittings

圖4 具有組對定位的雙面坡口Fig.4 The narrow gap double-bevel with fittings

圖5 異種鋼焊接Fig.5 Welding of dissimilar steel

圖6 不銹鋼內(nèi)覆層焊接Fig.6 Welding of stainless steel cladding

3.1 低合金鋼焊接

主設(shè)備低合金鋼的焊接主要有：

1）反應(yīng)堆壓力容器：上封頭法蘭，筒體法蘭、冷熱管嘴、堆芯筒體區(qū)、過渡區(qū)和下封頭；

2）蒸汽發(fā)生器：一次側(cè)人孔、管板、一次側(cè)進出口管嘴、一次側(cè)封頭和隔板；

3）穩(wěn)壓器：筒體區(qū)、上封頭、下封頭、管嘴接口。

反應(yīng)堆壓力容器、蒸汽發(fā)生器和穩(wěn)壓器等大型設(shè)備的焊接，均為全熔透坡口焊接，通常采用的焊接坡口形式有：

1）單面坡口形式，從外側(cè)進行施焊；內(nèi)側(cè)采用凸緣組對定位，同時也保證根部熔透；在焊接結(jié)束后，將該凸緣機加工去除，如圖3所示；

2）雙面坡口形式，從內(nèi)外兩側(cè)進行焊接，根部焊道采用機加工去除，如圖4所示。

在焊接過程中，應(yīng)注意以下幾個方面：

1）嚴格按照WPS進行焊接；

2）嚴格控制焊接速度；

3）嚴格控制保護氣體的成分、流速和流量；

4）嚴格控制預(yù)熱溫度；

5）嚴格控制焊后熱處理溫度和升降速率。

3.2 奧氏體不銹鋼焊接

奧氏體不銹鋼焊接主要包括冷熱主管道和穩(wěn)壓器波動管的焊接、小直徑儀表管以及與一回路相連的專設(shè)安全設(shè)施管接頭的焊接。

在奧氏體不銹鋼的焊接過程中，應(yīng)注意防止產(chǎn)生下列情況：

1）控制加熱和冷卻速率，防止晶間貧Cr；

2）防止產(chǎn)生熱開裂。

當奧氏體不銹鋼長期處于425 ℃和815 ℃溫度范圍內(nèi)，C化物析出會造成晶間貧Cr，材料延展性顯著降低。當C含量大于0.04%時，更易造成熱影響區(qū)的C化物析出。晶間貧Cr主要采?。航档虲含量、降低溫度范圍并延長溫度持續(xù)時間、控制N、Ti和Nb含量。

奧氏體不銹鋼在焊接過程中易于在熱影響區(qū)和填充區(qū)產(chǎn)生微小裂紋。在焊接過程中，當溫度達到1250 ℃左右時，易于在已經(jīng)形成的固體晶間形成液體相，不能承受晶間的剪切應(yīng)力；在后續(xù)的焊接過程中產(chǎn)生的熱量會繼續(xù)加熱該液體相，使得晶間開裂。

為了防止產(chǎn)生上述兩種情況，在奧氏體不銹鋼的焊接過程中應(yīng)盡量少用組對工裝，填充金屬應(yīng)確保在填充區(qū)Cr與Ni當量比值合理，嚴格控制焊接熱輸入。

3.3 異種鋼焊接

主設(shè)備承壓本體材質(zhì)均為低合金鋼，而主管道均為奧氏體不銹鋼。因此需要將低合金鋼管嘴與不銹鋼管道在施工現(xiàn)場進行焊接。為了能在現(xiàn)場焊接時無須預(yù)熱和焊后熱處理，并改善低合金鋼和不銹鋼焊接時有更好的機械性能和金相結(jié)構(gòu)，建議按以下焊接工藝進行焊接：

1）用鎳基合金填充金屬，將低合金鋼管嘴進行堆焊；

2）再將堆焊的鎳基合金端與不銹鋼管道安全端用不銹鋼填充金屬進行對接焊；

3）然后在施工現(xiàn)場再將不銹鋼安全端與不銹鋼管道進行焊接。

鎳基合金堆焊焊材有SFA-5.14 ERNiCrFe-7/7A（UNS N06052和UNS N06054）。要求堆焊兩層以上，在加工鎳基合金堆焊層與不銹鋼安全端的焊接坡口時，不能破壞鎳基合金堆焊的打底層。為了保證鎳基合金與低合金鋼堆焊時不產(chǎn)生裂紋和焊接缺陷，在需要進行鎳基合金堆焊的管嘴處，其不銹鋼內(nèi)覆層不能與管嘴平齊，預(yù)留部分可用鎳基合金堆焊作為內(nèi)覆層。鎳基合金堆焊后，需要進行UT無損檢驗，確保無焊接缺陷；為了消除焊接應(yīng)力防止冷開裂，在進行低合金鋼與鎳基合金堆焊時，進行焊前預(yù)熱和焊后熱處理；然后再進行奧氏體不銹鋼安全端的焊接。

3.4 內(nèi)覆層焊接

一回路流體為高溫硼酸溶液，低合金鋼潤濕表面將會發(fā)生腐蝕；如果發(fā)生局部腐蝕，將使設(shè)備的承壓強度顯著降低，縮短了設(shè)備的使用壽命，增加了運行期間的維護成本；如果發(fā)生均勻腐蝕，其腐蝕速率較小，一般為30 μm/a，但腐蝕產(chǎn)物將會給核電運行過程造成以下影響：

1）腐蝕產(chǎn)物沉積在蒸汽發(fā)生器傳熱管和管板表面，熱阻增加，熱傳遞系數(shù)變小；

2）增加了壓力損失，主泵運行功率增大；

3）腐蝕產(chǎn)物經(jīng)過堆芯中子輻照后，增加了一回路的活化輻照；

4）加速局部腐蝕；

5）加劇了閥門和管件沖刷損壞；

6）儀表功能的喪失，腐蝕產(chǎn)物沉積在儀表傳感器部位，造成虛假信號。

為了減少腐蝕產(chǎn)物的形成，一般在低合金鋼表面內(nèi)覆不銹鋼層，焊材選用SFA-5.9 ER/EQ309L和ER/EQ308L，采用GTAW或埋弧焊SAW，如圖6所示。而在蒸汽發(fā)生器傳熱管管板及進出口封頭處的內(nèi)覆層材質(zhì)為鎳基合金，使其具有更好的抗均勻腐蝕和局部腐蝕的能力，防止蒸汽發(fā)生器一次側(cè)和二次側(cè)發(fā)生腐蝕。在內(nèi)覆層表面進行機加工時，不能破壞打底層[4]。不銹鋼內(nèi)覆層的焊接需要用UT進行無損檢測，確保無焊接缺陷；此外，內(nèi)覆層表面的碳含量必須嚴格控制。

4 總結(jié)

壓水堆核電主設(shè)備不僅是構(gòu)成一回路的壓力邊界，也是執(zhí)行放射性物質(zhì)包容安全功能的實體邊界。通過合理選擇主設(shè)備的材質(zhì)，提高主設(shè)備的焊接質(zhì)量，使其腐蝕速率較小，機械性能較好，能在中子輻照效應(yīng)下長期穩(wěn)定地運行，減少維修成本，是解決這一問題的關(guān)鍵。為此，需要注意以下幾個方面：

1）合理選擇主設(shè)備材質(zhì)；

2）選擇好的焊接技術(shù)和焊接工藝；

3）嚴格控制焊接質(zhì)量；

4）嚴格執(zhí)行ASME B&P Section II，III，V和IX規(guī)范。

本文針對反應(yīng)堆壓力容器、蒸汽發(fā)生器、穩(wěn)壓器、主管道等一回路壓力邊界中的主要材質(zhì)及其焊接性能進行了分析，為我國核電主設(shè)備材質(zhì)的合理選擇和焊接工藝提供參考作用。

[1]Westinghouse.AP1000 Design Control Document Rev.16 [R]，May，2007.

[2]ASME B&P Code.Section II Part A Ferrous Material Specifications [S]，2010.

[3]ASME B&P Code.Section II Part B Nonferrous Material Specifications [S]，2010.

[4]林誠格，郁祖盛，歐陽予.非能動安全先進核電廠AP1000[M].北京：原子能出版社，2008: 93-130.（LIN Cheng-ge, YU Zu-sheng, OUYANG Yu.AP1000 Advanced Passive Safety Nuclear Power Plant[M].Beijing: Atomic Energy Press, 2008: 93-130.）