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压水堆核电站反应堆压力容器材料概述

北极星电力网技术频道作者:李承亮,张明乾

摘要：反应堆压力容器是核电站重要部件之一,综述了反应堆压力容器材料的发展历程、性能要求、
在役辐照脆化、制造现状等,指出A5082Ⅲ钢具有优良的焊接性、较高的淬透性和抗中子辐照脆化性,
并具有良好的低温冲击韧性和较低的无延性转变温度等优点。分析了该钢的化学成分、制造工艺与性能
之间的关系,对反应堆压力容器材料国产化的实现与未来发展方向的指引有一定的参考作用。

随着国家核电中长期发展规划的颁布,未来相当长时间内我国将大力发展压水堆核电站。反应堆压力
容器是在高温、高压流体冲刷和腐蚀,以及强烈的中子辐照等恶劣条件下运行的,因
此在ASME规范第XI卷要求,反应堆压力容器应采用优质材料、严格制造、完善的试验和检查技术,
且在服役期间应定期地进行检查。SA508系列钢是随着反应堆压力容器的大型化和整体化发展起来的,
适用于制造压力容器顶盖、筒体、法兰、封头等锻件,在压水堆核电站中还应用于蒸汽发生器压力壳、
稳压器压力壳和主泵压力壳等部件。

1反应堆压力容器结构和作用

功率在1000MW及以上的普通压水堆核电站反应堆压力容器设计压力高达17MPa,设计温度在
350℃左右,直径近5m,厚度超过20cm,有的单件铸锭毛重达500多吨,设计寿命至少要求40年。
因为其体积庞大,不可更换,所以压力容器的寿命决定了核电站的服役年限。

压水堆压力容器是由反应堆容器和顶盖组成,前者由下法兰(含接管段)、筒体和半球形下封头组焊而
成,顶盖由半球形上封头和上法兰焊接组成(或者为一体化顶盖)。上下法兰面之间用两道自紧式空心金
属(高镍耐蚀合金In2718或1828钢)“O”形环密封。为了避免容器内表面和密封面腐蚀,在压力容器
内壁堆焊有大于5mm厚的不锈钢衬里(过渡层309L(00Cr23Ni11)+308L
(00Cr20Ni10))。为防止外表面腐蚀,压力容器外表面通常涂漆保护。

反应堆压力容器的作用是:

(1)装载着活性区及堆内所有构件,对堆芯具有辐射屏蔽作用,在顶盖上安装着控制棒管座及其驱动
机构,承受很大的机械和动载荷;

(2)作为承压边界,密封高温高压含放射性的一回路冷却剂并维持其压力,承受动载荷和温度载荷;

(3)作为第二道屏障,在燃料元件破损后有防止裂变产物外逸的功能。

上述因素要求反应堆压力容器材料具备良好的纯净度、致密度、成分和性能均匀性,在中高温度下具
有优良的力学性能(强度、塑性、冲击韧性、断裂韧性等)、冶金质量及良好的耐蚀性、焊接性和抗
辐照的性能(中子辐照脆化敏感性低)、热稳定性、加工性等。其中,以面对活性区的筒体段材料性能要
求最高。

2反应堆压力容器材料的发展史
压水堆反应堆压力容器材料一般都是在工程上成熟的材料基础上改进而成的。美国第一代压水堆核电
站反应堆压力容器材料用的是具有优良工艺稳定性、焊接性和强度较好的锅炉钢A212B(法兰锻件为
A350LF3),由于A212B钢淬透性和高温性能较差,第二代改用Mn2Mo钢A302B[1](锻材为
A336),该钢中的Mn是强化基体和提高淬透性的元素,它能提高钢的高温性能及降低回火脆性。随着
核电站向大型化发展,压力容器也随之增大和增厚,A302B钢缺口韧性差的不足就逐渐显露出来,为保证
厚截面钢的淬透性,使强度与韧性有良好的配合,20世纪60年代中期又对A302B钢添加Ni,改用淬透
性和韧性比较好的Mn2Mo2Ni钢A533B[2](锻材为A5082Ⅱ钢),并以钢包精炼、真空浇铸等先进
炼钢技术提高钢的纯净度、减少杂质偏析,同时将热处理由正火+回火处理改为淬火+回火的调质处
理,使组织细化,以获得强度、塑性和韧性配合良好的综合性能。与此同时,由于壁厚增加和面对活
性区的纵向焊缝辐照性能差,所以将压力容器由板焊接结构改为环锻容器,
材料采用A5082Ⅱ钢。它曾盛行一时,但自1970年西欧发现A5082Ⅱ钢堆焊层下有再热裂纹之后
[3],又发展了A5082Ⅲ钢。

A5082Ⅲ钢是在A5082Ⅱ钢基础上,通过减少碳化物元素C、Cr、Mo、V的含量,
以减少再热裂纹敏感性,使基体堆焊不锈钢衬里后,降低产生再热裂纹的倾向。为弥补因减少淬透性元素
而降低的强度和淬透性,特增加了A5082Ⅲ钢中的Mn含量。因锰易增大钢中偏析,故
又降低了磷、硫含量。硅在上述钢中是非合金化元素,有增加偏析、降低钢的塑、韧性的倾向,其残
存量以偏低为好。厚截面的A5082Ⅲ钢淬火后,基体组织是贝氏体,当冷却速度不足时,将出现铁素体
和珠光体,这种组织较贝氏体粗大,对提高强度和韧性不利,所以反应堆压力容器用钢要求采用优化的
调制热处理工艺。

俄罗斯的反应堆应力容器用的材料不是Mn2Mo2Ni钢而是Cr