核电站金属堆内构件设备用12Cr2Mo1合金钢锻件落锤试验

核电站金属堆内构件设备用12Cr2Mo1合金钢锻件落锤试验韩建成;王毅;吴志军;石长仁
【摘要】12Cr2Mo1合金钢锻件是高温气冷堆核电站示范工程金属堆内构件设备所用主体材质,为保证该材质在反应堆整个寿命期内的性能不发生失效,在制造时要求进行无延性转变温度RTNDT小于等于-25℃的落锤试验,而国内锻件生产企业以往从无此技术要求的铬钼合金钢锻件制造经验和实践活动,为实现在高温堆核岛主设备上的成功应用通过试验和科研攻关掌握了其核心制造技术.介绍了12Cr2Mo1材质锻件在制造过程中所出现的质量问题、原因分析、采取的改进措施及取得成效等,将对今后GW级高温堆核电设备的国产化用材提供借鉴.%12Cr2Mol alloy steel forging material is widely used for reactor internals in the demonstrate project of high temperature gas-cooled reactor nuclear power plant.In order to avoid the faiure of properties of the material during the service life cycle of the reactor,drop weight test under the condition of RTNDT≤-25℃ was required for the material manufacturing.Chinese manufacturers have less experience in the manufacturing before the project.To master the key manufacturing technique,experiments and research were carried on.The quality problems occurred in the manufacturing of the material,the cause
analysis,improvement approach,and the achieved effects were introduced,which will provide a good experience for the domestic material application in 1000 MW high temperature gas-cooled reactor nuclear power plant.
【期刊名称】《中国电力》
【年(卷),期】2011(044)004
【总页数】4页(P67-70)
【关键词】高温气冷堆;金属堆内构件;12Cr2Mo1合金钢锻件;落锤试验
【作者】韩建成;王毅;吴志军;石长仁
【作者单位】华能山东石岛湾核电有限公司,山东,荣成,264312;华能山东石岛湾核
电有限公司,山东,荣成,264312;华能山东石岛湾核电有限公司,山东,荣成,264312;华能山东石岛湾核电有限公司,山东,荣成,264312
【正文语种】中文
【中图分类】TG113.2
0 引言
模块化高温气冷核反应堆是一种安全性好、可用于高效发电和高温供热的先进核反应堆。

由于我国已运行或在建核电设备的国产化比例仍较低，核电核岛设备所使用的核级大锻件主要由国外进口，在研发和制造技术方面与日本、欧美等发达国家相比还有较大差距。

又因为核电设备用材具有设计要素考虑周密、质保体系要求严格、化学元素成分质量分数限制严格、性能试验繁多且技术指标要求较高、检测技术和手段要求“精细尖”等特点，所以长期以来我国核电设备在核级材料的国产化方面进展缓慢。

文中以12Cr2Mo1材质锻件无延性转变温度RT NDT小于等于-25℃
落锤试验（以下简称RT NDT落锤试验）为例，对铬钼合金钢锻件的国产化实践
进行探讨。

1 12Cr2Mo1材质锻件制造技术特点及作用
金属堆内构件设备是高温气冷堆核电站示范工程一回路系统中的核岛关键主设备，密闭安装在反应堆压力容器设备内。

在反应堆正常运行时，因压力容器设备内总充满氦气，金属堆内构件设备所承受的温度在104～321℃、事故工况下堆芯壳组件最高平均壁面温度可达500℃左右，故金属堆内构件设备的主体材质选用耐高温的12Cr2Mo1合金钢锻件。

1.1 制造技术创新点
高温气冷堆核电站示范工程《金属堆内构件铬钼合金钢锻件采购技术规格书》中规定，12Cr2Mo1合金钢锻件在制造时要进行RT NDT落锤试验，试验执行
GB/T6803-2008标准（鉄素体钢的无塑性转变温度落锤试验方法），试样类型采用P2型。

而铬钼合金钢锻件在RT NDT落锤试验方面，国外日本日立企业曾为压水堆反应堆压力容器等核岛主设备供应过RT NDT小于等于－20℃落锤试验技术要求的12Cr2Mo1合金钢锻件、欧美等发达国家目前只做到RT NDT小于等于－11℃水平，我国以前虽在石油化工行业设备中使用过铬钼合金钢材料，但无RT NDT落锤试验技术考核指标，也从未在核电设备上应用过，因此国内锻件生产企业都缺乏上述技术要求的铬钼合金钢锻件制造经验和实践。

要实现12Cr2Mo1材质锻件在高温气冷堆核电站示范工程金属堆内构件设备上的成功应用，就必须通过探索性试验和科研攻关等办法来掌握RT NDT落锤试验核心制造技术。

1.2 促进行业科技进步作用
根据材料性能特点和采购技术指标等，对12Cr2Mo1材质锻件的RT NDT落锤试验采取制造技术研究与攻关，探索出适合于该材质锻件的确切性制造工艺方案和落锤试样焊接方法，让国内锻件制造单位掌握12Cr2Mo1材质锻件核心制造技术、实现国产化制造，将有利于形成我国商用先进高温气冷堆核电站的自主设计、自主
制造、自主建设和自主运营。

2 制造中出现的主要问题及原因分析
12Cr2Mo1合金钢锻件在制造过程中，其RT NDT落锤试验结果极难满足所要求的技术指标。

经调研分析有以下原因：
2.1 铬钼合金钢材料的焊接性能及其对RT NDT落锤试验的影响
根据美国金属学会用于评定淬火碳钢和合金钢碳当量的公式及判定式（见表1），以及12Cr2Mo1合金钢锻件相应元素成分的实测值，可得碳当量w（CE）
=0.889，表明12Cr2Mo1材质本身属于难焊材料。

表1 评定淬火碳钢和合金钢碳当量判定式Tab.1 Equation of CE for evaluation of weldability of quenched carbon and alloy steel
对RT NDT落锤试验结果不合格的试样焊道区域进行金相分析，在低倍显微镜下可看到焊缝区域被熔合线分为2部分，深色为近焊道区、浅色为近母材区（见图1）。

焊道区与近母材区的组织状态截然不同，说明在试样焊道区域附近存在较大内应力，导致落锤试样的力学性能降低；使用高倍显微镜观察熔合线区域，可看到主要有马氏体和贝氏体2种（见图2）。

而马氏体组织硬度较高，在正应力作用下容易发生脆断（即为RT NDT落锤试验引发脆性断裂的内源），若在相同试验条件下（如试验温度，打击能量等），该类混合组织越多则会使RT NDT落锤试验越不容易合格。

通过以上分析，证明焊接对12Cr2Mo1合金钢锻件的RT NDT落锤试验结果影响很大。

图1 焊道熔合线Fig.1 Fusion line of weld bead
图2 两相区中的组织形貌Fig.2 Microstructure in the diphase zone
2.2 焊道尺寸对RT NDT落锤试验的影响
选取RT NDT落锤试验结果不同的1号监督材料锻件试样4个、2号上法兰段锻件试样8个，对各试样焊道尺寸进行测量（见图3），记录下各试样的焊道尺寸数
据（见表2）。

图3 测量落锤试验试样焊道尺寸Fig.3 Measured size of the tested weld bead for drop-weight test
表2 选取的各落锤试样焊道尺寸数据及RT NDT落锤试验结果Tab.2 Dimension of weld bead chosen for the sample and the result of drop weight test
通过对落锤试样焊道尺寸所测数据的分析研究，发现较宽焊道对应试样的RT NDT 落锤试验结果均不合格，而较窄焊道对应试样的RT NDT落锤试验合格率则较高。

较厚的焊道会造成落锤试样的裂纹源缺口较深，在落锤打击状态下，凹槽底部将产生较大应力，会使裂纹更容易开裂。

因此即使焊道宽度较窄、较深的凹槽也会出现RT NDT落锤试验结果不合格问题。

2.3 性能热处理工艺不成熟对RT NDT落锤试验的影响
选取RT NDT落锤试验结果合格和不合格试样各1个，即选取JTD1和F3A试样，对其解剖进行金相和电镜扫描（SEM）分析（见图4、5）。

通过观察可知，JTD1试样RT NDT落锤试验合格、F3A试样RT NDT落锤试验不合格。

图4 对JTD1试样进行金相和SEM分析Fig.4 Metallographic and SEM analysis for JTD1 sample
图5 对F3A试样进行金相和SEM分析Fig.5 Metallographic and SEM analysis for F3A sample
通过分析发现2个试样均为解理断裂（穿晶断裂），无明显差别。

剖取试样横截面进行金相分析，发现焊接热影响区中存在大量马氏体组织（见图6），造成脆性区所占试样面积的比例增大，致使RT NDT落锤试验结果不合格。

再用高倍显微镜观察，发现组织中存在少量粒状贝氏体（见图7），而贝氏体的性能因受其中“小岛”数量、尺寸、分布等的影响，所以使12Cr2Mo1合金钢锻件
的韧性降低。

通过以上分析，可知试样焊接时的热影响区、焊道尺寸不合理、锻件性能热处理工艺不成熟性等都会影响12Cr2Mo1材质锻件的RT NDT落锤试验结果。

图6 热影响区中马氏体和贝氏体组织形貌Fig.6 Microstructure of Martensite and Bainite in HAZ
图7 粒状贝氏体中的“小岛”Fig.7 Island in the granular Bainite
3 改进措施及成效
3.1 改进措施
（1）严格审查12Cr2Mo1合金钢锻件制造工艺文件是否科学、可行，尤其是对没有经过实践验证的关键制造工艺环节，在用于产品制造前进行专家论证，从而优化和完善了12Cr2Mo1合金钢锻件的制造工艺方案。

（2）根据已进行试验试样的RT NDT落锤结果，研究和加工出尺寸较为合理的落锤试样焊道。

（3）通过模拟试验并结合产品RT NDT落锤试验情况，编制出专门针对铬钼合金钢锻件RT NDT落锤试验的试样焊接工艺方案和确定出确切性试样焊接参数。

（4）加强过程监督，提升锻件制造单位对RT NDT落锤试验工序的质量控制。

（5）尽量避免试验操作不当对RT NDT落锤试验结果产生影响等。

3.2 取得的成效
高温气冷堆核电站示范工程金属堆内构件设备用12Cr2Mo1合金钢锻件自2009年3月开工生产以来，1号监督材料、2号上法兰段、热气导管法兰等锻件在2009年6月10日就陆续出现RT NDT落锤试验结果不合格问题。

在国内钢铁研究院所、高等院校及相关专家的帮助和指导下，通过工艺、技术等方面的不断完善和改进，金属堆内构件设备所订购的9件大锻件中目前已有7件RT NDT落锤试验结果合格，合格率达78%，基本实现了12Cr2Mo1材质锻件在高温堆核岛主设备上的应用，目前各锻件的制造及RT NDT落锤试验情况如表3所
示。

表3 各锻件目前的制造及落锤试验情况（截至2010-11-15）Tab.3 Progress of the component manufacturing and the test result of RT NDT（till to 15th Nov.2010）注：（1）如果复验中有一个试样的试验结果不合格，则可重新热处理，重新热处理次数可允许2次；（2）RT NDT落锤试验不进行复验。

4 应用前景
通过对12Cr2Mo1材质锻件RT NDT落锤试验等关键制造技术的研究与攻关，实现国产铬钼合金钢锻件在金属堆内构件设备上的成功应用，将对今后GW级高温
气冷堆核电设备的国产化制造提供经验借鉴。

我国在“十一五”计划及2020年核电中长期发展规划中，已将“大型先进压水堆和高温气冷堆核电站示范工程”列为国家重大科研攻关专项课题之一。

因此以高温气冷堆为代表的核电机组今后将在我国有着广阔的市场应用前景。

华能集团已启动首座商业高温气冷堆核电厂建设的前期准备工作，相关工作已进入实质性推进阶段。

今后随着GW级高温气冷堆核电机组在我国的陆续开工建设，12Cr2Mo1材质锻件必将被广泛使用在核电设备上。

5 结语
通过制造技术攻关等已成功实现12Cr2Mo1合金钢锻件的开发和制造，这标志着
我国在拥有自主知识产权的高温气冷堆核岛主设备原材料制造方面已取得重大突破、在核级材料的研究与制造方面正逐步跨入世界先进行列。

参考文献:
［1］金属堆内构件设计说明书［R］.北京：清华大学核能技术设计研究院，2009. ［2］金属堆内构件铬钼合金钢锻件技术规格书［R］.北京：清华大学核能技术设
计研究院，2009.
［3］清华大学核能技术设计研究院，中核能源科技有限公司，山东电力工程咨询
院.高温气冷堆核电站示范工程可行性研究报告:第四卷工程技术方案［R］.2007. ［4］GB/T6803-2008，鉄素体钢的无塑性转变温度落锤试验方法［S］.。