核电用钢的研究发展现状

核电用钢的研究发展现状鞠隆龙摘要：综合性地介绍了核电用钢的特点、钢铁材料在核电站中的应用现状，并预测了核电用钢的未来发展趋势。

钢铁材料广泛应用于核电站中的关键部件，我国应加大钠冷快堆相关设备和材料的研发力量，使我国尽快成为核电大国和核电强国。

关键词：核电；钢铁材料；发展研究；反应堆0 引 言发展离不开能源，各个方面的发展均需要有稳定、可靠的现代化能源供应作为保障，而核能则被视为一种最为清洁、安全、稳定的能源。

2009年哥本哈根全球气候变化高峰大会上对于利用核能等多种高效清洁能源改善全球环境和气候已达成共识。

尤其在核能利用方面，已成为众多发展中国家缩小与发达国家差距，提高自身经济实力的主要方向，并已成为不可阻挡的趋势。

到目前为止，全世界正在运行的核电机组436台，总装机容372GW，分布在31个国家（地区）。

核电在全球一次能源消费中的比例接近6%，占世界电力供应总量的15%。

而我国目前核电仅占全国电力供应总量的 1.2%左右。

安全是核电的生命线。

核电站的安全既是运行阶段面临的问题，也存在于核电站的设计和建设阶段。

作为一个庞大而精密的完整系统，核电站的安全运行需要各关键部件的相互配合且长期正常运行，这给核电关键设备及用钢的安全性和可靠性提出了严格的要求。

我国的核电工业起步较晚、规模较小，尚未形成完整的核电产业体系，许多关键部件仍需进口。

我国在大力引进国外先进核电机组和消化吸收先进技术的同时，应尽快提高核电关键部件的国产化，尤其是核电用钢的国产化，着手建立核电用钢的选材标准和评价体系。

1 核电用钢的特点核电用钢特点主要包括以下六方面：（1）核电用钢品种齐全、范围广泛。

钢种涵盖了碳素钢、合金钢、不锈钢及镍基材料等，并且均有较为严格的要求。

由于核岛设备用钢长期工作在高温、高压等环境，因此要求具有适宜的强度、高的韧性及低的脆性转变温度。

（2）核电用钢生产难度大，接近国内外先进轧机极限水平。

主要是钢板单重重、规格大，属超宽、超厚、超重型。

（3）严格的化学成分要求。

常规岛设备用钢一般要求P、S含量在0.015%以下，而核岛设备用钢则要求P、S含量小于0.010%、0.005%。

（4）严格、复杂的力学性能要求。

取样数量明显增多，需要在交货状态、试模拟焊后热处理后进行高温、常温及低温等不同状态的不同位置进行纵、横向检验。

（5）在工作温度下要有良好的组织稳定性、可焊性、冷热加工性和抗疲劳强度，在反应堆辐照条件下应具有良好的抗辐照脆化敏感性。

（6）具有严格的无损检测要求。

核电设备用钢大都需要进行100%超声波检验#钢板表面需要进行磁粉探伤，同时对探伤操作人员资质提出了较高的要求。

2 钢铁材料在核电站中的应用现状目前，世界上常见的核电站堆型有压水堆、沸水堆、重水堆、气冷堆和快中子堆等，最广泛采用的是以普通水作为冷却剂和慢化剂的压水堆。

我国在役和在建的核电站中，除秦山Ⅲ期采用CANDU 型重水堆，山东荣成采用高温气冷堆外，其余均为压水堆，包括第3代AP1000核电机组。

压水堆核电站的核岛和常规岛中大部分部件采用钢铁材料，除核燃料包壳、控制棒驱动机构和蒸汽发生器传热管等部件采用锆合金和镍基合金外，其余设备均采用钢铁材料。

按照成本估算，压水堆核电站中采用钢铁材料制造部件的成本占整套核电机组部成本的83%。

在这些钢制部件中，制造难度最大的压力容器成本占比最高为14%，其次是主管道占12%，再次是蒸汽发生器占10%，核级阀占7%，主冷却泵占5%，堆内构件占4%，稳压器占1%；二回路中的泵、阀、管道、冷凝器等合计占16%，汽轮机占9%，汽水分离再热器占5%。

根据目前对2020年前核电项目建设的进度预测，按相关核电堆型的核电站平均单位投资为 1.2万元/kW、设备投资占总投资的50%左右测算，设备投资总需求为4 800亿元左右。

核电站开工建设的高潮，必将大幅增加对核电用钢的需求。

2.1 一回路管道用钢一回路主管道是核电站正常、非正常、事故和试验工况下防止核反应裂变产物外泄至安全壳的重要屏障。

因此，核电主管道要能够耐高温、耐高压以及耐腐蚀。

早期核电站的部分主管道曾选用低合金钢管，并在管内堆焊不锈钢。

之后的核电主管道普遍采用18-8型奥氏体不锈钢，并在此基础上不断优化成分和生产工艺。

稳定化的奥氏体不锈钢：在18-8型不锈钢中加入钛（Ti）或铌（Nb）提高耐晶间腐蚀性能，但其焊接性能不好且造成夹杂物过多影响弯管的加工。

标准304和316奥氏体不锈钢：304不锈钢在18-8型奥氏体不锈钢基础上降低碳含量，316钢又加入了2%的钼（Mo），但它们在480 ～820℃之间长期停留仍有“敏化”的倾向。

超低碳304L和316L奥氏体不锈钢：在原来的钢种上继续降低碳含量，获得了优异的耐晶间腐蚀、焊接性能和加工性能，但最大的问题是强度不足。

第2代压水堆核电站的一回路主管道采用的是铸造双相不锈钢，在奥氏体基体中增加少量的铁素体（12%～20%），不仅提高了材料的强度和抗热裂性，还能够抑制应力腐蚀的发生。

但铁素体含量不能超过20%，否则会发生较严重的热老化现象。

第3代压水堆AP1000核电站的一回路主管道采用整体锻造的316LN奥氏体不锈钢，属于超低碳控氮奥氏体不锈钢，是在316L的基础上加入氮元素，既能够提高材料的强度，同时仍保持较高的塑韧性水平。

2.2 压力容器用钢反应堆压力容器在高温、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，其设计寿命不低于40年且不可更换。

压力容器材料必须满足以下特殊要求：足够高的纯净度、致密度和均匀度，适当的强度和良好的韧塑性，优良的抗辐照脆化和耐时效老化性能，优良的焊接性、冷热加工性能以及优良的抗腐蚀性能等。

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。

最早的压力容器材料选用锅炉用碳（C）-锰（Mn）钢A212B（锻件为A105），随后改用淬透性和高温性能更好的Mn-Mo钢A302B （锻件为A336）。

20世纪60年代中期对A302B钢添加镍（Ni），发展出淬透性和韧性更好的Mn-Mo-Ni钢A533B（锻材为A508-Ⅱ钢）。

A508-Ⅲ钢在A508-Ⅱ钢基础上，通过降低C、铬（Cr）、Mo含量，提高Mn含量发展而来，是目前大型压水堆压力容器的首选材料。

2.3 蒸汽发生器用钢蒸汽发生器的作用是把一回路冷却剂从反应堆内带出的热量继续传递给二回路介质，并使其变为蒸汽推动汽轮机发电。

由于要承受高温、高压和介质的腐蚀、磨蚀等作用，蒸汽发生器部件尤其是传热管对材料性能的要求很苛刻。

早期的核电站由于蒸汽发生器选材或加工工艺不当等发生过多起因蒸汽发生器故障而停堆的事故，如1989年法国的某1300MW核电站，1993年的美国特洛伊核电站和载恩核电站，2000年美国印第安角核电站等。

蒸汽发生器的外壳（包括上封头、上筒体、下筒体以及锥形体）由铁素体钢板制成；U型传热管过去使用18-8不锈钢，目前已广泛采用690、800等Ni基合金；管板采用高强度低合金钢锻造而成，一回路冷却剂侧为不锈钢堆焊层。

2.4 核级阀门用钢核级阀门在核电设备中属于关键附件，连接了核电站的300多个子系统，其种类主要有闸阀、截止阀、止回阀、蝶阀、安全阀、主蒸汽隔离阀、球阀、隔膜阀、减压阀和控制阀等。

虽然核级阀门在核电站的建设成本中占比很小，但在核电站所有部件的维修成本中，核级阀门的维修成本占据了50%以上。

核级阀门选用的材料一般需要具备良好的耐蚀性、抗辐照、抗冲击和抗晶间腐蚀，因此在一些主系统中均采用低碳甚至超低碳奥氏体型不锈钢做主体材料，并选用一些强度高、韧性好、耐高温高压、抗冲蚀和擦伤性能优越的合金材料来做阀杆或密封面等零件。

按照阀体材料的选择，核岛中碳钢阀门约占41%、不锈钢阀门约占55%、其他材料阀门仅占约4%。

2.5 堆内构件用钢堆内构件是指压力容器内除燃料组件及相关部件外的全部结构部件，其部件繁多、结构复杂、精度要求高，且需要承受高温高压、中子辐照、冷却剂腐蚀等考验。

因此，反应堆内构件材料的选材原则一般为：强度适当高、塑韧性好、能抗冲击和抗疲劳；中子吸收界面和中子俘获截面以及感生放射性小；抗辐照、耐腐蚀并与冷却剂相容性好；热膨胀系数小；良好的焊接和机加工工艺性能。

第2代压水堆核电站的堆内主体结构材料一般是奥氏体不锈钢，如304L、304LN、321、347、310，螺栓类材料为316LN、321H不锈钢，某些特殊件采用了马氏体不锈钢，如压紧弹簧的1Cr13。

第3代压水堆AP1000核电站，其功率更大、寿命更长，对堆内构件的成分和性能要求更严。

其主体结构材料选用锻造的F304和F304H奥氏体不锈钢，压紧弹簧采用改进型的403马氏体不锈钢。

3 核电用钢的未来发展趋势钢材作为建造核电站的重要材料，其可靠性直接影响核电站运行安全。

采用国际最高安全标准建造核电站，就要求进一步提升钢材质量。

世界核电的发展可以划分为4代。

第1代是1950-1960年间开发的原型堆电站；第2代是1960-1990年间开发建设的大型商用核电站；第3代是1990-2010年开始运行的先进轻水堆核电站，如AP1000、EPR等；第4代是待开发的核电站，其目标是到2030年达到实用化的程度，包括6种堆型：超高温气冷堆、超临界水冷堆、熔盐堆、气冷快堆、钠冷快堆和铅冷快堆。

第三代核电用钢对钢材的强度、韧性、化学成分和尺寸精度等方面要求极为严格。

在冶炼中，第三代核电用钢对钢的纯净度要求更高，对杂质元素控制更严，如常规岛设备用钢一般要求硫、磷含量控制在0.015%以下，核岛反应堆压力容器某些部件要求0.008%，甚至某些部件硫含量要求为0.005%，对奥氏体不锈钢的硼含量不得超过0.0018%。

对材料的力学性能控制要求进行高温、常温、低温等不同状态、不同位置的纵向、横向检验，0℃夏比(V 型)冲击功一般都要求不小于72J，-20℃冲击功也要求不小于56J。

并且要求进行严格的无损检测，所有核电设备用钢需要进行100%超声波检验，钢板表面需要进行磁粉探伤，同时对探伤操作人员资质提出了较高的要求。

钠冷快堆作为第4代先进核能系统的首选堆型，具有极高的安全性，能显著提高铀的利用率并大幅减少核废物。

钠冷快堆的许多关键结构均采用钢铁材料，如燃料包壳、燃料组件、堆内构件和蒸汽发生器等，它们处于高温、高辐照或钠-水介质中，对钢铁材料的性能要求远高于以往的轻水堆。

我国虽已建成中国实验快堆，但关键结构用钢均为进口，如燃料组件是俄罗斯产的ЧC-6〔8奥氏体钢，Cr16Ni15Mo2Mn2TiVB（硼）〕、主容器是瑞典产的316不锈钢、蒸汽发生器材料是俄罗斯产的10X2M（相当于2.25Cr1Mo）等。

这些钢材国内虽然早已能大批生产，但在某些方面仍无法满足快堆的严苛要求。