核电用高性能不锈钢管的应用

近年来，我国关键基础钢铁新材料的质量、性能、绿色化水平显著提高，新材料产业的发展也为钢铁企业的转型升级提供了新的契机，同时，钢铁企业也要建立健全上下游产业合作机制，加快钢铁新材料产业化应用。未来高性能、高技术、高品质的“三高”钢铁新材料将成为钢铁行业高质量发展的主攻方向。为加快推进我国钢铁新材料的研发，本报特组织此次新材料专题报道，以期从生产和应用方面，推动钢铁新材料制造技术的迭代升级。

近年来，中国加快了核电的发展步伐。发展核电不仅可以改善我国的能源供应结构，更有利于保障国家能源安全和经济安全。根据国家《核电中长期发展规划》，到2020年，中国核电装机容量将达到在运5800万千瓦。但是截止2018年6月，中国大陆在役电站39座，装机容量约3800万千瓦，在全国电力供应中的占比约4%；在建机组18台，装机容量约2000万千瓦。由此可见，核电当前建设进度距规划目标缺口较大，为完成规划目标，到2020年每年至少开工建设6-8台机组，才能达到西方发达国家核电占比水平。

2018年4月底，AP1000全球首堆三门1号核电机组、台山EPR核电机组分别获得国家核安全局的装料许可，6月底三门1号、台山EPR机组并网发电，这意味着我国核电建设将迎来新的发展时期。

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世界核电技术的发展

当前世界核电技术发展大体可以分为四代，第一代技术主要是1950-1960年间开发的原型堆核电站；第二代技术主要是在1960-1990年间开发建设的大型商用核电站，目前全世界在运核电机组绝大多数是第二代技术；第三代技术主要是1990-2010年以来发展的AP1000、EPR、CAP1400和华龙一号，其中AP1000、EPR机组于2018年6月首次并网成功，即将满功率并网发电。国产第三代核电机组如CAP1400、华龙一号示范电站也在如火如荼建设中。此外，全世界都在积极研究和发展第四代核电技术，如气冷快堆、钠冷快堆、铅冷快堆、超高温气冷堆、超临界水堆和熔盐堆；第五代技术，如核聚变反应堆在多国联合下，也在积极研发过程中。这些先进核电技术中特别是国产核电技术中，涉及许多关键设备、关键材料，如高性能钢管、锻件需要实现国产化，才能缩小我国与世界先进国家在核电领域的差距，并为大型商业核电站的国产化奠定基础。

因此，预计未来5年核电设备用不锈钢管将迎来很好的发展机遇。压水堆核电站用材中，需要大量的高性能钢管、锻件、管件等材料，涉及到的材料种类也非常多，如合金钢、不锈钢、锆合金、钛合金、镍基合金等。

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核电用各类不锈钢管

核岛是核电站安全壳内的核反应堆与反应堆相关的各个系统的总称，包括核蒸汽供应系统、安全壳喷淋系统、辅助系统等。核岛系统中需要大量的高性能不锈钢管。

2.1蒸汽发生器U形传热管

蒸汽发生器传热管是核电站一回路压力边界的重要组成部分，也是防止放射性裂变产物外泄的主要屏障，蒸汽发生器传热管在服役过程中，要承受高温高压和介质腐蚀磨损等，其质量是保证蒸汽发生器安全、可靠运行的关键。据统计，约30％的压水堆非计划停堆，都是由于蒸汽发生器传热管的腐蚀破损所致。

目前，蒸汽发生器传热管选材主要有800合金与690合金。蒸汽发生器传热管由于对表面质量、尺寸控制、热处理制度、组织控制等要求高，存在较高的技术壁垒，国内外的生产厂家很少，国外目前主要是法国瓦卢瑞克、日本住友金属和瑞典山特维克三家公司，国内主要是浙江久立和宝银两家公司。

第三代核电技术的蒸汽发生器传热管主要选材是690合金，一台百万千瓦的机组需要传热管大约1万多支，总重约200多吨，规格主要有Ф19.05mm×1.09mm等。蒸汽发生器传热管的主要生产工艺流程包括钢坯冶炼锻造、热挤压成形、冷加工成形、固溶热处理和TT热处理、无损探伤和弯管成形等。

目前，久立已经完成了华龙一号、CAP1400以及出口海外项目所需的690合金蒸汽发生器传热管的制造和安装，并得到客户的好评。

2.2核岛用其他不锈钢管

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裂变产物外泄至安全壳的重要屏障。主管道通常要求耐高温、耐高压和耐腐蚀。早期主管道普遍采用18-8型奥氏体不锈钢，但是存在强度不足和晶间腐蚀等问题。随后发展的铸造双相不锈钢主管道由于存在老化现象等不足，目前第三代核电AP1000等一回路主管道采用整体锻造成形的316LN奥氏体不锈钢，具有强度高、塑韧性好等特点，目前国内厂家基本掌握了大型钢锭冶炼、大型不锈钢材料整体锻造、管段整体加工成形等关键技术并实现了国产化。

非能动安全原理是第三代核电技术的一个显著特点，非能动余热排出热交换器是堆芯冷却系统的核心设备，对反应堆的安全运行起着重要作用。其中，非能动余热排出热交换器上下封头之间通过C形热交换器管进行联接，换热管的材质主要有TP304L和690合金等，规格主要有Ф19.05mm×1.24mm、Ф19.05mm×1.65mm等，每台百万千瓦机组需要C形传热管材约1t。

反应堆压力容器是主回路冷却剂压力边界屏障中的一个重要设备，为核安全一级设备，在核电厂服役期内不可更换，其寿命决定了整个核电厂的服役年限。由于容器包容高温、高压且具有放射性的工作介质，要求在各种工况下，结构均能保持完整，不发生断裂、泄漏等现象，因此，反应堆压力容器的密封设计和选材，对于设备的安全运行至关重要。

目前，反应堆压力容器密封设计上，筒体与顶盖之间用双通道金属O形环密封，即在上法兰密封面开双道环槽，形成内、中、外三岛，布置内、外两道金属O形环，形成双通道金属O形环密封。第三代核电技术中，O形密封环主要采用718合金无缝管，规格主要有Ф30mm×1.2mm、Ф12.7mm×1.27mm等。

O形密封环用718合金无缝管，由于对表面质量、尺寸控制、热处理制度、回弹性能等要求高，存在较高的技术壁垒，主要由美国公司垄断，存在产品供货周期长，价格昂贵等特点。久立自2014年以来，成功开发了密封环用718合金无缝管，具有表面质量好、尺寸精度高、回弹性能优异等特点。此外，在弯制O形环后焊接时，只存在一个焊接点，从而降低了热处理、检测等难度，目前，该产品已经成功用于国内核电站。

2.3常规岛用不锈钢管

核电厂大多沿海而建，回路使用大量的海水作为冷却介质。由于钛固有的性能，钛焊管凭借优异的耐腐蚀、抗冲刷、热导性、机械性能好等特点，特别适合用作海水或污染严重的淡水作为冷却介质的凝汽器用管。在百万千瓦级的核电机组凝汽器中，每台机组用到的钛管约为200t，但由于钛管加工制造难度大，主要是焊接成型、热处理工艺困难。国外厂家主要有美国和日本等制造企业生产，国内目前核电站凝汽器用钛管大多依赖进口，国内钛焊管市场缺口很大。

因此，研究高质量的薄壁钛焊管生产工艺，满足不断增长的国内建设需求，是当前焊管生产行业形势所需。目前的冷凝器用管规格主要有Ф22mm×0.5mm，钛材主要是TA2（Gr.2）。

高压给水加热器是回热系统中重要的给水加热设备，对机组二回路运行的经济性起到重要作用，换热器通常采用U形换热管。TP439铁素体不锈钢具有高强度、抗冲刷和磨损性能好，且价格较低，抗氯离子腐蚀性能好，常作为U形换热器管的主要选材，并在国外核电机组中得到普遍使用。

目前，一台百万千瓦核电机组的TP439焊接U形管用量约150t，所需产品主要规格有Ф16mm×1.5mm。

2.4先进堆型用不锈钢管

在大力建设第三代商用核电站的同时，国内外许多研究机构都在大力研究和建设第四代、第五代核电技术的试验堆和示范堆，主要有钍基熔盐堆、钠冷快堆、铅铋快堆、高温气冷堆、核聚变堆等堆型。在试验堆和示范堆的建设过程中，也需要用到各种高性能不锈钢管材，材质涉及到不锈钢、镍基合金等。

钍基熔盐堆是六种第四代核电备选堆型之一，具有常压、无水冷却，不需要制作燃料元件，可实现在线加燃料和在线后处理等特点。但同时具有服役温度高、熔盐腐蚀性强等问题。对主管道、换热管道材料提出了很高要求。目前，主要选材是镍-铬-钼合金，如GH3535合金，GH3535合金换热管的制造具有冶炼困难、易偏析、热加工困难等问题，国内外生产制造厂家也很少。

钠冷快堆也是六种第四代核电备选堆型之一，是我国核能三步发展规划的第二步，也是我国核能闭式循环的重要一环。钠冷快堆与压水堆相比，具有温度更高（500℃以上）、辐照剂量更高等特点。因此，对堆芯组件结构材料，如不锈钢包壳管提出了更高的要求。此外，钠冷快堆蒸汽发生器、热交换器等管路也需要大量的高性能的奥氏体不锈钢管，如316Ti、316H等。钠冷快堆中涉及到的高性能不锈钢管规格主要有Ф6.0mm×0.4mm、Ф22 mm×1.4mm等。