核电站专用钢管的材质特性分析/无锡高压锅炉管反应堆耐压壳体用钢(steel for  pressure  shell  of  reactor)

系指制造核裂变反应耐压容器所使用的低合金钢。核反应堆的类型很多，主要有重水堆、轻水堆、沸水堆、压水堆、气冷反应堆、熔盐反应堆和核聚变反应堆等，其中使用最多的是压水堆，约占70％～80％。反应堆类型不同，其耐压壳体使用的钢类也不同。压水堆耐压壳体主要使用A508-3、A533B等低合金高强度钢。通常所说的反应堆耐压壳体用钢就是指这类钢而言。

简史   压水堆耐压壳体是在高温、高压和中子辐照等苛刻条件下使用的，因此对材料的性能要求很高。1945年以美国和欧洲为代表的工业发达国家，在压水堆耐压壳体上首先使用了焊接性较好、强度较高的碳素锅炉钢板A212B和锻材A350L-E3，是第-代压水堆耐压壳体用钢；1956年，为改进提高钢的淬透性和高温性能，压水堆耐压壳体用钢，改用锰钼系的低合金高强度钢，是第二代反应堆耐压壳体用钢。随着核电站向高功率大型化方向的发展，反应堆压力容器的直径和壁厚均增大。为保证厚截面钢材的良好综合性能，在60年代中期，反应堆耐压壳体又开始使用淬透性更好的锰钼镍系低合金高强度钢A533B和A508-2，同时热处理规范也由原常化处理改为调质处理，这是第三代反应堆耐压壳体用钢。1970年在使用反应堆耐压壳体用锻钢A508-2的过程中，发现其堆焊层有 “再热裂纹”存在，直接影响使用的安全性。为减少“再热裂纹”发生的倾向，适当地减少了钢中的碳、铬、钼等硬化元素和硫、磷等杂质元素，相应提高了锰含量，开发出A508-3钢。上述的发展过程，可简要地用表归纳如表所示。

反应堆耐压壳体用钢的发展

注：N-正火；SR-消除应力退火；NT-正火加回火；QT-淬火加回火。

目前以美国为代表的西方工业发达国家，反应堆耐压壳体仍在使用A533B(板材)和 A508-3(锻件)，这是当今世界压水堆耐压壳体用钢的典型代表材料。前苏联，反应堆耐压壳体使用的是铬钼系的耐热锅炉钢，该钢的主要特点是高温性能好，中子辐照效应小，但该钢的回火脆性倾向大，焊接性较差。

分类根据反应堆耐压壳体用钢材的制造方法，此类钢材大致可分为两大类：板材和锻件。采用板材用、焊接方法制造的耐压壳体，通常称为板焊结构，它是用特厚钢板直接卷成筒状并纵向焊接而成。这种方法的特点是成材率较高，因而成本较低，但是这种方法也有缺点，即在简体上必须有-条纵向焊缝，导致抗辐照性能降低。锻件是由大型钢锭直接锻造而成的环形简体，因而成材率较低，制造成本较高，但是在简体上没有纵向焊缝，导致抗辐照性能提高，从而提高了结构的安全可靠性。

随着核电站的大型化，耐压壳体的直径和壁厚均增加，为进-步提高面对活性区的纵焊缝的抗辐照性能，西欧各国反应堆的耐压壳体，正在逐步由板焊结构向环形锻件结构的方向发展。

技术要求反应耐压壳体是保证反应堆安全和寿命的重要结构。被称为第二道安全屏障(第-道是燃料包壳)，它起着容纳冷却剂、支撑堆心、密封放射性物质、保持堆内运行压力等作用，被定为核安全-级设备，在任何情况下都不允许容器破坏和泄漏，所以对耐压壳体用钢提出了如下的要求。

(1)高强度。反应堆耐压壳体是在较高的压力和温度下运行，因此要求钢材具有较高的屈服强度和高温强度，使钢的蠕变温度远远高于容器的运行温度，以保证容器的安全可靠性。

(2)高韧性。由于对核容器的安全可靠性要求很高，在任何情况下都不允许发生脆性破坏。-旦容器发生脆性破坏，将引起重大的灾难性事故，造成巨大损失。所以对耐压壳体用钢的韧性提出了很高的要求，钢材辐照前的脆性转变温度不得高于-10℃，以保证钢材具有足够的抗脆断能力。

(3)抗辐照性能。反应堆耐压壳体除经受高温、高压和腐蚀条件外，还将受到中子的强烈轰击，因此要求耐压壳体用钢还必须具有良好的抗辐照性能。此类钢属铁素体型的低合金高强度钢，具有体心立方结构，当遭受中子的强烈辐射后，导致强度升高，产生辐照强化效应；同时引起塑性韧性降低，产生辐照脆化效应。其中辐照脆化对耐压壳体的安全危害最大。因此核规范对此类钢的抗中子辐照性能提出了明确的要求，反应堆耐压壳体用钢经长期中子辐照后寿命(其服役期为40年)、末期的韧性，即临界无塑性转变温度(NDT)不得高于93LC。若高于此值，则必须进行严格的评审和安全分析，否则反应堆必须退役。

(4)残余元素。为减少反应堆内中子的消耗，降低u235的临界质量和浓度，耐压壳体用钢不允许使用吸收中子截面大的元素，应严格限制作为残余元素硼的含量，硼含量不得高于3×10-6；为使反应堆便于维修，降低放射性元素对人体的危害，耐压壳体用钢中不允许添加活化截面大的元素钴，必须严格控制其含量，钴含量不得高于0.02％；铜是提高中子辐照脆化效应的元素，反应堆耐压壳体用钢中铜含量不得高于0.03％。

合金元素的作用反应堆耐压壳体用钢常用的合金元素主要有碳、锰、钼、铬和镍等。碳是很强的强化元素，能显著提高钢的强度，但同时能使钢的塑性和韧性降低，使焊接性变坏，因此，通常都把碳含量控制在0.20％以下。锰是耐压壳体用钢的主要固溶强化元素，在提高钢强度的同时，还能细化铁素体晶粒，对钢的韧性和塑性无显著影响。钼主要用于提高钢的淬透性和高温强度，保证特厚钢板性能的均匀性，在热处理过程中，能显著提高钢的回火稳定性。铬能显著提高钢的淬透性和抗腐蚀能力，在反应堆的工况条件下，能显著降低中子辐照引起的钢的脆化敏感性。镍是提高钢的韧性的重要元素，通过韧化基体以保证钢的良好韧性，特别是提高钢的低温韧性，镍是最有效的元素。

展望 目前全世界的核电站约有500座以上，其中的80％为压水堆核电站，其制造技术已逐渐成熟，在实践中积累了丰富的使用经验。可以预计，在今后相当长的时期内，压水堆仍将是主要堆型。因此反应堆耐压壳体使用的低合金高强度钢，仍将得到进-步的发展。随着核电站的大型化，耐压壳体用钢正向大厚度、高纯度、高韧性方向发展。在冶金技术上，将普遍采用超高功率电炉冶炼、炉外精炼、真空脱气等手段，大幅度降低钢中的夹杂和有害气体含量，以获得高纯度，进-步改善钢的内在质量，显著提高钢的韧性。在铸造技术上，为生产出高质量无缺陷的大型钢锭，以日本为代表的工业发达国家，开发了理想的无缺陷的定向凝固钢锭，生产出无疏松、无V型偏析、无倒V型偏析和负偏析的内在质量优良的大型定向凝固钢锭，使生产高均匀性、高致密度、无缺陷的大厚度钢板成为可能。随着冶金技术的进步，钢中的有害元素硫、磷将进-步降低，由20世纪70年代的0.015％～0.020％降低到0.005％，大幅度提高钢的韧性，上平台冲击功将由 130J进-步提高到200J以上，中子辐照前的临界无塑性转变温度将达到-35c以下。因此，高纯度、高韧性、高致密度、高均匀性是反应堆耐压壳体钢的主要发展方向，这也是防止核电站装备脆性破坏和疲劳破坏的重要途径。  核电站专用钢管的材质特性分析/无锡高压锅炉管