核电关键装备用金属材料的开发和应用进展

核电关键装备用金属材料的开发和应用进展

张汉谦，刘孝荣，陆匠心（宝山钢铁股份有限公司，上海201900）摘要：简述了核级材料的要求及其特点。结合国家已批准在建发

二代加、三代以及四代核电机组的核承压设备种类和特点，说明其用

材种类和特点，介绍了宝钢开发的几种核电用承压容器和堆内构件用材。结合我国核电设备企业制造，提出了发展建议。

关键词：核电，核承压设备，金属材料，国产化，进展

1. 我国核电发展的现状

核电以污染少、温室气体接近零排放，与水电、风电、太阳能和生物质能并称为高效清洁新能源。我国已投入运行11台核电机组，装机容量达910万千瓦，到2008年底，在建规模2290万千瓦，规划容量超过4000万千瓦。随着近两年的水电和火电机组的大量投产，2008年底，核电占电力总装机的比例仅为1.3％。

除秦山一期30万千瓦和秦山二期2×60万千瓦核电机组由我国自行设计建造外，其余运行和在建的核电机组均为引进。除秦山三期为加拿大引进的杜坎重水堆和华能山东石岛湾核电有限公司为清华设计的高温气冷堆外，其余堆型均为压水堆。

根据我国环境和经济可持续发展需要，发展核电是我国优化能源结构的优先选择，核电发展政策由2005年的“积极发展核电”变为现在的“大力发展核电”。为了适应新能源发展战略，国家正在调整核电中长期发展规划，加强沿海核电发展，科学规划内陆地区核电建设。通过不断新增核电机组开工项目，力争到2020年核电占电力总装机达到5％以上。

AP-1000以其能动安全性好，可采用模块化建造模式，能大大缩短建设工期。最后，在2007年我国政府决定以美国的AP-1000作为中国第三代核电发展技术选择，成为中国核电发展的“技术方向”。明确了我国第三代核电技术的路线图：先从美国西屋公司引进第三代核电技术AP-1000，建设四台核电机组。中方通过消化吸收后，在第五台核电机组建造时，实现AP-1000的自我设计目标。组建国家核电技术公司，代表国家接收、消化美国AP-1000核电技术。最终要达到目的：通过引进，得到包括核心技术在内的成套技术；通过消化，拥有未来核电技术发展的改进权；通过创

新，在AP-1000基础上，形成具有中国特色的CAP-1400核电技术，并拥有出口权。

中国花高代价，就是要种“好树”、开“好花”、多“结果”。我国将会在前四台AP-1000核电机组中逐步提高国产化率，平均为50％，从第五套设备开始，可以基本实现国产化。一旦2013年浙江三门首台机组成功运行和发电，将快速在国内推进该堆形的建设，尤其是内陆核电站。

目前，我国正在沿海地区正在建设24个核电机组，即秦山二期扩建工程两个机组、方家山核电项目两个机组、广东大亚湾两个机组、辽宁在建的红沿河四个百万千瓦的核电机组、福建宁德和福清的六个机组。其中2009年开工浙江三门、山东海阳、广东台山、海南昌江和山东荣成等５个核电项目，我国是世界上目前在建核电机组最多国家。

2009年5月，国务院发布的《装备制造业调整和振兴规划》中明确提出，要实现压力容器、蒸汽发生器、控制驱动机构、核级泵阀、应急柴油机等主要设备的国内制造。这更要求以在建核电工程为依托，通过引进吸收和自主创新相结合，形成具有自主知识产权的新型核电技术体系，为核电大发展打下坚实基础。这些关键设备的设计、制造、材料生产企业密切配合，在依托工程的业主单位支持下，实现其国内制造同时，所用的材料也为国内企业所生产。

除秦山一期30万千瓦和秦山二期2×60万千瓦我国自行设计和建造的核电站的国产化率相对较高外，其余核电站均由国外引进，国产化率很低。以岭澳核电站为例，核岛部分的国产化率为11%，常规岛部分国产化率为23%，配套设备的国产化率也仅为50%，整体国产化率为30%。和其他行业一样，国内已经建成是11台核电机组，尽管核岛设计属于国外公司，但部分装置和容器在国内大型锅炉厂、重机厂和电气企业等单位加工和制造，积累了核电设备制造经验培养了人才。

我国已初步形成上海电气、哈尔滨电气和东方电气等三大核电设备制造集团，以及数十家泵阀、管道、电气企业。近年来，国内几大电气集团、重型机器厂，先后在辽宁大连、上海临港、广州、秦皇岛等沿海地带建立核电重装备制造基地。基本上能够满足百万千瓦核电设备制造需要。

2. 核承压设备及其制造要求

核电站用钢是包括用于核电站的核岛、常规岛、电站辅助设备等设备制造用钢铁材料。核承压设备是指核动力厂及其他核反应堆中执行核安全功能的承压设备及其支承件，包括反应堆压力容器、稳压器、热交换器、管道、泵、阀门、贮罐以及堆内构件等；反应堆系统的钢制安全壳或混凝

土安全壳的钢衬里；核燃料生产、加工、贮存、后处理设施以及放射性废物处理、处置设施中包容放射性物质的承压设备及其支承件；其他需要严格监督管理的核承压设备。

核承压设备根据核安全要求分为核1、2、3级。我国核安全法规HAF0901第八条规定：从事制造核承压设备关键承压材料（包括管材、棒材、板材、铸锻件和焊接材料）的单位，必须遵守HAF0900和HAF0901实施细则，并接受国家核安全局的独立监督，其中生产大型铸锻件的单位须取得制造资格许可证，焊接材料及其它材料由使用单位通过质量保证体系加以控制和监制。借鉴国外核电发展经验和我国实际，民用核安全设备实行许可证制度。包括民用核安全设备设计许可证、民用核安全设备制造许可证、民用核安全设备安装许可证、民用核安全电气设备许可证、以及民用核安全设备无损检验许可证。其中民用核安全设备制造许可证按照核级安全要求级别，又分为主设备设计/制造许可证、核2/3级设备设计/制造许可证、核级泵阀设计/制造许可证、核级管道、管配件、支撑等设计/制造许可证。截止到2009年2月底，国家核安全局颁发的国内企业持证单位已有110家，国外企业有8家。持证单位只能从事许可证上上标记的设备类型或典型设备的名称的设计、制造、安装和检测等内容。

3. 核级材料的特点

核级材料是指用于民用核设施中的核承压设备制造、维修，并需符合有关核安全法规、导则和技术标准的钢铁和有色金属材料。这些材料可细分为碳素钢、低合金钢、不锈钢、镍基合金、钛及其合金、锆合金等，其类型涉及板、带、管、丝、棒和锻件等。

就核承压设备所用材料而言，依托法国技术的核电机组，通过大亚湾和岭澳等核电站的建设，对核承压设备用材已有所了解。AP-1000是我国首次引进的三代堆型，世界上尚无建成投产业绩，国内对其制造标准和选材并不了解。但CRP-1000与AP-1000在多数反应堆容器用材上相类似，但前者主要依据RCC-M标准，而后者主要依据ASME和相关核电标准。

核电设备用关键金属材料的国产化一直不尽人意。由于没有核电站整体设计权和核关键设备的知识产权，核电关键设备所用材料的选用和制造、标准体系建设也无话语权，主要依靠国外的技术采购规格书向国外企业采购，致使核电关键设备用金属材料的开发不能支撑核电设备国产化的需要。我国在建堆型的大型化，以及技术来源的多样化，又为关键设备用材料国产化增添了一定的难度。

与常规压力容器相比，核电用材料具有以下主要特点：