压水堆核电站反应堆压力容器金属材料概述

压水堆核电站反应堆压力容器金属材料概述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、严格制造工艺、完善的试验和检查技术，且在服役期间必须定期进行检查。

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)、简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Im718或18—8钢)“0”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。

为防止外表面腐蚀，压力容器外表面通常涂漆保护。

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A350LFs)，由于A212B钢淬透性和高温性能较差，第二代改用Mn-Mo 钢A302B (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Mn-M-Ni钢A533B (锻材为A508一Ⅱ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A508一Ⅱ钢。

它曾盛行一时，但自1970年西欧发现A508一Ⅱ钢堆焊层下有再热裂纹之后，又发展了A508一Ⅲ钢。

A508一Ⅲ钢是在A508一Ⅱ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A508一Ⅲ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A508-Ⅲ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Mn-Mo-Ni钢而是Cr-M0-V以及Cr-Ni-Mo-V钢。

该钢已分别用在俄罗斯及东欧的VVER-440和VVER-l000压水堆上以及我国的田湾核电站
VVERl000。

Cr-Ni-Mo-V钢的优点是高温性能和耐蚀性好，辐照效应小，缺点是回火脆性倾向大，焊接性不理想。

尽管如此，俄罗斯仍用Cr-Ni-Mo-V钢，这是因为对该钢缺点已有相应的改进措施，如降低磷、硫及杂质含量和改进热处理工艺等。

3.反应堆压力容器材料的安全
反应堆压力容器是保证核电站安全和寿命的重要部件，故被定为规范一级、安全一级、质保核级(H级)、抗震类I级的设备，即在正常、异常、紧急和事故工况下都能保证其可靠性和结构完整性，杜绝发生容器无延性断裂破损和放射性物质泄漏等事故。

对于压水堆核电站压力容器材料，引起“失效”或“事故”的原因虽然很多，但归结是脆性断裂、腐蚀、蠕变、疲劳或强度破坏等原因。

因为压力容器内壁堆焊有不锈钢衬里和钢的蠕变温度(O．4TK(熔点))远高于运行温度(320℃)，故能防止腐蚀和蠕变的危害。

对于屈服变形、疲劳开裂和强度破坏，因为有严格的设计要求，并且规定必须进行应力分析、应力测试以及疲劳试验，通过计算可以防止这类破坏。

脆性断裂具有断裂前没有塑性变形、无任何预兆、在断裂应力低于屈服强度时裂纹失稳后即迅速扩展而断裂等特点，所以脆性断裂常是难以预料的爆发性突然破坏，而辐照脆化又增大了这种危险。

所以压力容器的脆性断裂成为对反应堆安全最大的威胁。

从冶金学角度考虑，脆性断裂的根源在于钢的低温脆性、氢脆、蓝脆、延迟脆性和高温脆性等。

其中除低温脆性外，它们都可以通过热处理或合金化的方法避免，而低温脆性(又称冷脆)较难克服，因为它是体心结构钢固有特征。

反应堆压力容器防脆断的检测方法目前主要有两种：转变温度法和断裂力学法，转变温度法常用于辐照后即在役期间判断压力容器的安危，断裂力学法仅在确定运行限制曲线和寿命末期或遇到异常情况及缺陷尺寸超过标准时用作评定分析。

防止脆性断裂的根本途径在于提高材料的韧性，即提高材料抗裂纹扩展的能力。

4.反应堆压力容器未来发展对材料的要求
随着电力需要的不断增加以及能源结构的优化，我国大部分省市均计划建造新的核电站，未来反应堆压力容器发展呈现以下特征：
(1)为提高发电效率而不断提高单堆机组输出功率。

欧洲先进压水堆EPR核电技术的单堆电功率达1550MW，促使反应堆压力容器向大型化(压力容器直径和壁厚增大)方向发展。

(2)为提高反应堆压力容器的安全性而尽量减少组焊数量、连接部位的焊缝长度。

西屋公司的先进非能动APl000核电技术的反应堆压力容器采用上封头与上法兰联体铸造技术，从而要求反应堆压力容器向一体化方向发展。

(3)为提高核电站的经济性而要求反应堆压力容器寿命向60年迈进。

美国的URD、欧洲的EUR等均要求反应堆压力容器寿命达到60年，从而对压力容器材料的性能提出了更高要求。

上述因素促使反应堆压力容器制造商在材料选择、冶炼、铸造、锻造、热处理、无损检测、在役辐照监督等方面加强研究攻关，以适应未来反应堆压力容器发展的要求。

5.反应堆压力容器的制造现状
国际上反应堆压力容器材料大型锻件制造商主要有日本制钢所(JSW)、法国克鲁索、韩国斗山重工等。

其中JSW整体技术水平处于领先位置，2007年产锻件8．7万吨，它拥有600t 级钢锭制造能力，装备有2台300t炼钢天车、100t电渣重熔炉。

法国克鲁索公司拥有空心钢锭制造技术，在筒形锻件制造上独占鳌头。

斗山重工的生产能力世界最大，2007年生产锻件12万吨。

我国有三大重型机械厂，都拥有12000t自由锻造水压机，可供生产核电压力容器大锻件之用，一重有生产船用小型反应堆设备的经验，二重有生产高压容器条件，上重曾为秦山一期核电站生产过压力容器锻件，他们在劳动生产率和技术水平上与国外先进水平之间差距正在缩小。

6.反应堆压力容器材料国内外研究热点与存在的问题
目前国内外反应堆压力容器研究热点主要集中在以下几个方面：
(1)由美国能源部倡导发起，在第四代核能系统国际论坛组织下，第四代先进核能系统正朝着既定方向发展，反应堆压力容器的材料选择、设计、制造等一直都是研究热点。

(2)随着二十世纪六七十年代建造的核电站运行时间已接近设计寿命，急需反应堆压力容器寿期评估与延寿分析论证，国际上有美国核管会、美国西屋公司等，国内主要有核工业728设计院、核动力设计院等机构已经开展了这方面工作，并已取得阶段性研究成果。

目前，国内反应堆压力容器材料存在的主要问题就是材料的制造国产化，特别是大型铸锻件的冶炼、机械加工方面的国产化，其中中国第一重型机械集团近年来在国家的大力支持下，实施铸锻钢基地及大型铸锻件自主化改造项目，项目建成后，一重将具备年产钢水50万吨、锻件24万吨、铸钢件6万吨的生产能力，可完成最大双真空钢锭600t的浇注、最大铸件500t、最大锻件400t。

但完全自主化完成反应堆压力容器大锻件的制造尚有很多技术难点需要攻关。

根据国家核电的中长期发展规划，至2020年我国将建成45台压水堆核电机组，反应堆压力容器将向国产化、标准化、批量化制造的方向发展。

参考文献：
[1] 李承亮,张明乾.压水堆核电站反应堆压力容器概述.材料导报,2008,22(9):65-68
[2] 李时磊,王艳丽,程路,等.Z3CN20-09M铸造奥氏体不锈钢的热老化机理.北京科技大学学
报,2008,30（10）:1117
[3] 丁训慎.不锈钢管材蒸汽发生器的腐蚀与防护.清洗世界,2009,25(7):8-13。