核电金属管道

1、核电金属管道 TOC o 1-5 h z 1.2核电用管管综述232先进压水堆管道3 HYPERLINK l bookmark12 o Current Document 2.1核岛蒸汽系统和核辅助系统用核2、3级无缝钢管3 HYPERLINK l bookmark17 o Current Document 2.1.1P280GH无缝钢管的性能特点3安全性要求3质量要求4 HYPERLINK l bookmark24 o Current Document 2.1.2关键技术4化学成分设计4冶炼工艺4制管工艺4热处理工艺5 HYPERLINK l bookmark30 o Current Docu

2、ment 2.2压水堆核电站一回路主管道材料5 HYPERLINK l bookmark33 o Current Document 2.2.1 一回路主管道制备工艺6 HYPERLINK l bookmark36 o Current Document 2.3EPR核电站常规岛主蒸汽和主给水管道的选材62.3.1管道选材的要求72.3.2管道材料的选择7 HYPERLINK l bookmark41 o Current Document 2.3.3主给水管道材料73先进轻水堆73.1AP1000 主管道7 HYPERLINK l bookmark48 o Current Document 3.1

3、.1冶炼技术8 HYPERLINK l bookmark54 o Current Document 3.1.2锻造技术84核电金属管道的相关技术、专利94.1管道弯曲工艺94.1.1各种弯曲方法9 HYPERLINK l bookmark64 o Current Document 4.2A-TIG焊在核电管道全位置焊接中的应用9 HYPERLINK l bookmark67 o Current Document 4.3Z形跳焊法在核电工程管道中的应用9 HYPERLINK l bookmark70 o Current Document 4.4锆材在核电站的应用10 HYPERLINK l bo

4、okmark73 o Current Document 4.4.1锆合金包壳管在核电站的重要性10 HYPERLINK l bookmark76 o Current Document 4.4.2锆材在核电站中的应用104.5 相关专利11 HYPERLINK l bookmark86 o Current Document 5国内外知名企业135.1国内知名企业135.2国外知名企业151.1第三代核电技术1.2核电用管管综述核反应堆使用的是带有辐射性的核燃料，一旦发生核泄漏，会严重恶化该区域的生 态环境，因此核电站对核岛的安全要求最高。核电站使用的管材，其安全等级分为核级 和非核级；核级材料又

5、分为核一级、核二级和核三级。此外，在生产制造过程中也有严 格质保要求。通常，核岛一回路管道为核级材料，其中用于一回路冷却系统的所有承压 边界设备和管道均属核一级材料，部分蒸汽输送管道为核二级和核三级材料；常规岛的 二回路系统管道均为非核级材料。核电站主管道（如下图）是连接反应堆压力容器和蒸汽发生器的大型厚壁管道，是 核电蒸汽供应系统输出堆芯热能的“大动脉”，是核电站的一级关键部件之一。它的重 要性不言而喻，其材料通常为含一定铁素体相的奥氏体不锈钢，国外也称双相不锈钢， 此类材料综合性能优异。对于主蒸汽、主给水管道可以考虑常规岛主蒸汽、主给水管 道材料的选用与核岛侧主蒸汽、主给水管道保持一致，从

6、而避免 现场异种钢之间的焊接问题，但核岛侧主蒸汽管道材料（主蒸汽 管道A106C，主给水管道P11）多为国外生产，国内厂家产品质量不 易保证；或考虑全部国内采购重点考察其他核电项目应用过的材 料如WB36CN1。对于长期受湿蒸汽冲刷腐蚀的管道，考虑压水堆 核电厂湿蒸汽对管道的冲刷腐蚀较为严重，宜采用低合金管材或 碳钢管材；对于一些重要的湿蒸汽介质管道（如抽汽管道）考虑 采用进口低合金管材，如：ASTMA335P22；对于经常处于备用状 态或小管径湿蒸汽介质管道，考虑采用国产低合金管材或碳钢管 材，如：12Cr2MoG、20钢等；对于过热蒸汽介质管道，如低压 缸第一级抽汽为过热蒸汽，但蒸汽温度不

7、高，低于200C，此种 管道，考虑采用国产优质碳素结构钢，如20钢。对于稳定流动的水介质管道（如凝结水系统管道、常规岛闭 式冷却水系统管道等），该类管道考虑到流动加速腐蚀因素，按 管道的使用频率选用国产20 （控Cr）钢或20钢。对于疏水管道（加热器疏水管、热力系统管道疏水、排污管 等），易出现汽水两相流，从而受到冲刷、腐蚀。选用原则为：调节阀或疏水阀前管道选用国产20 （控Cr）钢或20钢，调节阀 后或疏水阀后选用国产不锈钢管材，如国产TP304L。对于气体管道，常规岛气体系统包括压缩空气系统、氮气系统、氢气系统、二氧化碳系统，可根据使用条件选用优质碳素结构钢或不锈钢，可选用20钢或国产TP

8、304L等。对于油管道如汽轮发电机润滑油系统、发电机氢密封油系统、各辅助机械润滑油系统等，可根据使用条件选择国产优质碳素结构钢或不锈钢，如：20钢、TP304L等。一回路管道系统属于反应堆冷却剂压力边界的一部分，管道的服役条件复杂，对钢管材 质的性能要求也各不相同。该系统使用的管道主要有：主冷却剂管道、波动管线和喷淋 管线、辅助系统中的1级管道以及与主冷却系统相连的小径管(直径W25.4mm)。主冷却剂管道选用含少量铁素体(5%15%)的奥氏体-铁素体双相不锈钢(如 Z3CN20-09M),以避免单相奥氏体不锈钢的应力腐蚀。其铁素体含量通过成分配比调整； 钢管制造工艺目前采用离心浇铸工艺生产，

9、今后将有可能采用锻制工艺生产。与主冷却系统相连的小径管与主冷却系统相连的小径管要求具有耐酸性介质的腐 蚀性，通常采用奥氏体不锈钢：不含Mo18-10型(Z2CN19.10)；含Mo的17-12型(Z3CND17.12)；时效硬化不锈钢。蒸汽发生器传热管蒸汽发生器传热管要求兼顾强韧性和耐应力腐蚀能力。目前多 采用镍基合金 Inconel690、In-conel600。核蒸汽系统和核辅助系统管道核蒸汽系统和核辅助系统管道(NSSS和BNI)主 要采用碳素钢/碳锰钢，如P280GH、TUE250B、TU42C、TU48C等。2先进压水堆管道2.1核岛蒸汽系统和核辅助系统用核2、3级无缝钢管根据国家二

10、代加核电机组CPR1000建设的需要，按法国压水堆核岛机械设备设计 和建造规则简称RCC-M材料规范研制的核岛蒸汽系统和核辅助系统用核级钢管 P280GH、P265GH、TU42C、TUE250等品种。这里主要介绍P280GH这一型号钢管。2.1.1P280GH无缝钢管的性能特点安全性要求核能发电是通过核反应堆产生的热能实现发电的，安全性要求很高绝不允许发生蒸 汽泄漏。P280GH是RCC-M规范中规定了高温特性的碳素钢无缝钢管品种。具有良好的冲 击韧性和焊接性能。在加入特定范围的Cr,P280GH具有较好的抗流动加速腐蚀FAC性能， 被广泛用于压水堆核电站主蒸汽系统.蒸汽发生器给水控流.辅助

11、给水系统和汽轮机旁 路系统等。在核岛部分使用的P280GH通常为核2级无缝钢管。质量要求P280GH无缝钢管质量特性可以概括为以下几点：对S、P的含量要求比一般钢管严格，同时限制As、Sn、Cu、B等残余元素含量和碳当量(Ceq)，对用于给水控流系统管道的钢管必须控制Cr含量等。除了常温性能要求外！还规定了高温性能和低温冲击性能，对核2级的管道还有试样模拟热处理后的性能和管体性能必 须同时满足技术指标的规定。钢管探伤严格按RCC-M规范进行，除进行纵、横向探伤(C5 当量)外用于主蒸汽系统的钢管还要进行分层缺陷探伤！因此对 钢质纯净度要求很高。对钢管表面质量要求严格，要求渗透/磁粉探伤检验合格

12、!因此必须采取特殊的表面精整措施。2.1.2关键技术化学成分设计1）降低P、S含量，提高其高温拉伸性能和横向低温冲击韧性 指标。2）控制合适的C、Mn含量及最佳的Mn/C范围，既要保证碳当 量满足产品要求，又要保证钢管模拟热处理后的强度指标稳 定，管体和模拟热处理试样拉伸性能同时满足技术规范的要 求。3）将残余元素N作为合金元素加以控制，提高P280GH钢的低 温冲击韧性。冶炼工艺针对P280GH钢的特殊质量要求，设计了 “电弧炉（转炉） +VD真空精炼+连铸”、电弧炉（转炉）+连铸+电渣重熔”冶炼 工艺；针对P280GH低碳锰钢容易产生包晶反应，而且产品对Al 含量有要求，冶炼过程容易增碳，

13、连铸坯容易产生表面裂纹等问 题，通过采取措施，加强初炼钢水脱氧剂的使用，降低初炼钢水 。含量，提高Al的收得率，避免精炼后期因加Al导致钢水中AN 夹杂物增加，影响钢质纯净度。采取专门设计的连铸二冷制度浇 铸工艺和特殊保护渣，防止铸坯产生裂纹。制管工艺设计了钢锭（连铸坯）直接轧管和锻坯斜轧穿孔（包括二次 延伸）两种热轧管工艺和冷轧管工艺，突破了单一轧管工艺对产 品规格范围的限制。经过不断地实践和改进，已经掌握了热轧管 温度控制、轧管工具配置、终轧温度、毛管冷却速度对产品最终 性能的影响规律以及冷轧工艺控制技术，在生产操作规程中对热 轧加热炉各段加热温度及加热时间、工模具质量及润滑、二次延 伸毛

14、管的冷却速度、冷轧管坯质量要求等作了专门规定，从而保 证P280GH无缝钢管具有良好的尺寸精度和表面质量。热处理工艺其技术关键是防止加热过程中产生粗晶和混晶组织。因此， 一般情况下，正火工艺是以细化晶粒为目标！选择较低的正火加 热温度!提高低温冲击韧性；但是对于厚壁管!尤其是有模拟热处 理要求的主蒸汽系统管道用管！为满足其强度指标模拟热处理后 达到标准要求，除了优化成分外，在热处理时取相对较高的正火 温度，并采用适当的冷却方式，以确保产品模拟热处理后的强度 指标达到技术规范要求。2.2压水堆核电站一回路主管道材料一回路主管道属于核安全一级部件，尺寸大、运行条件苛刻 （约300 C、16MPa的

15、含磷酸、硼酸高温高压水），对材料性能要 求极高，除要求有良好的综合力学性能（足够的强度、高的塑性 和韧性）夕卜，还要求耐高温高压水腐蚀，具有良好的抗疲劳性能、 易加工性和焊接性能等。拥有a丁双相组织的铸造奥氏体不锈钢 （约5%20%铁素体相以岛状分布在奥氏体基体上一 CASS）能彳艮 好的满足上述性能，广泛用于核电站一回路主管道。目前世界上半数以上的核电站是按法国核岛设备设计和建造委 员会（AFCEN）制定的RCC. M压水堆机械设备设计和建造规则 制造的，我国正在建造的和今后相当一部分核电站也都按这个规 范建造。RCC-M压水堆机械设备设计和建造规则是一部国际 上公认的最为安全的核电设备制造

16、规范，按RCC-M制造的核电设 备迄今为止没有发生过重大的安全事故，且设备故障率最低。RCC-M规范中的牌号Z3CN20.09M不锈钢属于低碳奥氏体一铁素 体型不锈钢RCC-M规范要求Z3CN20.09M铁素体含量范围12% 20%，最理想值为15%18%，其值可依据Shaeffler图通过 改变材料成分实现调控。2.2.1 一回路主管道制备工艺压水堆一回路主管道可以采用锻造或铸造制造工艺。采用锻 造奥氏体不锈钢时，主管道组织均匀，力学性能较好；但由于制 造工艺的限制，直管段制造长度受限，使主管道焊缝数量增多， 焊接工作量增大，而且由于材料本身特点，在焊接时容易产生焊 接缺陷。铸造工艺可以克服

17、锻造主管道的缺点在保证主管道力学 性能不降低的前期下，采用铸造奥氏素体一铁体不锈钢来替代锻 造奥氏体不锈钢。铸造奥氏素体一铁体不锈钢具有较好的焊接性 能，焊接时不易产生焊接缺陷，且采用离心铸造可以制造出长度 较大的直管，使焊缝数量减少，这一技术已经成功应用到主管道 的生产中。原料经过电弧炉+氩氧炉双联冶炼，调控微合金元素及杂质 含量得到成分合格的钢液，成分调控时要严格将C含量降低到 0.03%以下，然后进行浇注。弯头通过砂型静态铸造成型，直管 经卧式离心铸造机成型，成型后的毛坯管件脱模后进行固溶热处 理，目的是减少缺陷、均匀成分及调控铁素体含量从而提高性能， 热处理工序完成后进行机械加工。直管

18、和弯头的加工包括内圆和 外圆的加工，机加工设备主要包括大型的车床、镗床及工装。对 直管和弯头的机加工关键在于制定合理的加工工艺，并配套相应 的设备。2.3EPR核电站常规岛主蒸汽和主给水管道 的选材随着我国第三代核电技术EPR的引进，作为其常规岛最主要 的两大管道，主蒸汽和主给水管道所用钢管对材质的技术要求也 随之增高，这些管道都是在高温、高压条件下工作的大口径厚壁 管。2.3.1管道选材的要求在选材时不需考虑管道的抗高温强度和抗蠕变性能，但要注 意以下两个因素的影响：1）耐流体加速腐蚀（FAC）性能。在核电管道设计阶段， 为了防止FAC的发生，主给水管道应尽量选用有一定量铭元素的 管材，使其

19、对FAC不敏感。2）满足使用寿命。因为EPR主蒸汽管道的设计温度为 311C，高压给水管道及其辅助管道的最高设计温度为261C, 只要选取材料的蠕变温度高于这个设计温度，在运行中就不会因 为时间的积累产生蠕变，可以达到满足60年寿期的技术要求； 在选取该类管道材料设计温度下的许用应力时，可以选择与时间 无关的强度指标，即设计温度下钢材的屈服强度和抗拉强度，以 保证管道的寿命与核电站设计寿期一致。2.3.2管道材料的选择主蒸汽管道（VPU ）的作用是将来自蒸汽发生器（SG）的主 蒸汽送入汽轮机（GPV）和汽水分离再热器（GSS），设计压力99bar， 设计温度311C。使用的材料是WB36CN1

20、或者A106B碳钢管道。 WB36CN1在设计上满足EPR机组管道耐流体加速腐蚀（FAC ）的 性能要求。WB36CN1钢是德国曼内斯曼公司企业标准中的一个钢 种，是在碳锰钢基础上添加Ni2Cu2Mo合金发展起来的。特点是 强度高，使用温度为400C，也可用作管壁温度达500C的高温管道，目前国内核电站主要使用的是WB36CN1进口管材，已在成 都无缝钢管厂及武汉重工锻造公司实现了国产化WB36CN1钢管， 目前已供应岭澳二期核电站使用。2.3.3主给水管道材料主给水管道的功能是将来自主给水泵的主给水通过高压加 热器后送入蒸汽发生器。EPR设计中，4台主给水泵出口有一个 DN1000的联箱，两

21、列高压加热器出口也有一个DN1000的联箱， 在材料选取上，ALSTOM推荐分段选取，即APA泵出口处到高加 进口处的管道使用ASTMA335P91，从高加出口处到与核岛接口处 使用ASTMA335P11 ；目前CPR1000和AP1000在主给水管道选材 上没有进行分段选取，而且CPR1000的主给水管道与主蒸汽使用 相同的材料WB36CN1，AP1000推荐采用A106B。3先进轻水堆3.1AP1000主管道我国引进的美国西屋公司的AP1000第三代核电技术，由于 其设计寿命提高到60年，核电站安全性能指标也大幅度提升， 主管道要求采用整体锻造方法制造，接管嘴要求与主管一体锻造 管道（包括

22、弯管部分）不允许有环焊缝，其冶炼，浇铸，锻造， 深孔加工，弯管等工艺都存在较大困难。AP1000主管道在设计上首次采用了整体锻造316LN大型无 缝管，不但设计使用寿命提高到60年，而且由于采用整体锻造 管，不存在焊缝，也大大降低了核电站在役检查工作量AP1000 主管设计理念的创新，对主管道制造提出更高的要求，下面以主 管道热段为例，分析其特点以及制造难度。如图2所示AP1000主管道热段示意图，这是主管道系统中制 造难度最大的部件。其外径为952mm、内径778mm。弯曲度角为 56.4，在热段上只有两只整体锻造成形的相对角度为45的 接管嘴。根据目前超低碳不锈钢的冶制水平及装备，许多企业

23、都能冶 炼出成分合格的钢锭，关键问题是如何保证钢锭的锻造性能。热 段管的成品重量将近9t，所以锻造钢锭一般超过70t，锻造如此 重量的扛鼎我国尚缺乏经验，而且热段管上面一同锻造的接管嘴 更加增添了锻造难度。另外，成功弯制出大直径、大厚度、带接 管嘴的不锈钢管，在世界范围内还未见报道。3.1.1冶炼技术主管道采用TP316LN钢管，属于控氮型超低碳奥氏体不锈钢， 其技术难点如下：1）超低碳的控制2）氮的控制技术3）有害元素的控制（P、S）3.1.2锻造技术为保证锻造压实效果，AP1000主管道在具有足够压力的自由 锻压机上进行成形。其技术难题如下：1）锻造裂纹2）晶体度控制3）异型锻件成型技术4

24、核电金属管道的相关技术、专利4.1管道弯曲工艺目前，在核电管道安装中大量使用了弯管，这些弯管不仅改 善了流体的力学l生能，同时也减少了管道上的焊口数量，提高 了管线运行的可靠性；弯管可根据技术要求采用冷弯或热弯工 艺，每种工艺又各有几种方法，弯管的加工一般都在车间进行， 生产环境和精度上有可靠地保证，是工厂化管道生产的发展趋 势，而合理地选取弯曲工艺和方法是保证弯管质量的关键，目前 工艺管道弯曲半径普遍都在3倍公称直径以上，管径愈大，弯曲 半径也愈大，工艺操作难度愈大，所以在选材、弯制、检查、处 理等环节上必须严格执行标准。4.1.1各种弯曲方法1）管道冷弯的方法冷弯有转动弯曲、顶推弯曲和滚动

25、弯曲3种方法。2）管道热弯曲的方法热弯有火炉加热弯曲、中频和高频感应加热弯曲3种方法。4.2A-TIG焊在核电管道全位置焊接中的应采用传统焊接方法焊接的接头有15%30%存在焊接缺陷， 需要返修。即使采用全自动焊接技术，也难免会产生缺陷。如何 改善管道全位置焊接工艺，保证获得高质量的焊接接头，一直是 管道全位置焊接急需解决的问题。近来，A加G焊接法在工业生产 中得到了重要应用，在相同焊接条件下焊缝熔深可达到传统TIG 焊熔深的2-3倍，对于壁厚12mill以下的不锈钢和碳钢对接焊缝， 可以不开坡口，一次焊接完成，并能单面焊双面成型。对于6mm厚的不锈钢管道不开坡口，使用活性剂后可以一次 焊透，

26、并且能单面焊接双面成型。活性焊接法在管道全位置焊接 中的应用不仅扩大了活性剂的使用范围，而且突破了在不开坡口 的情况下，管道全位置焊机只能焊接薄壁管的局限性，焊接效率 大幅度提升。4.3Z形跳焊法在核电工程管道中的应用先进行中心一四角点固焊（定位焊），可对钛板进行分割成2个或几个中心，焊接时，应基本对称焊接。每个区域内焊接时 应采用Z形跳焊法，如图2所示。4.4锆材在核电站的应用错合金的热中子吸收截面小、导热率高、机械性能好，又具 有良好的加工性能以及同UO2相容性好，尤其对高温水、高温水 蒸气也具有良好的抗蚀性能和足够的热强性。因此，被广泛用做 水冷动力堆的包壳材料和堆芯结构材料，成为核电站

27、的重要应用 材料。4.4.1锆合金包壳管在核电站的重要性核反应堆是利用核裂变过程中所释放出来的巨大能量，通过 核电设备最终转化成电能。由于在反应过程中存在大量的辐射， 具有很大的危害性，因此，核安全就成为发展核电工业所必须解 决的首要任务。在核电设计中，核安全的首道防线就是核燃料的 包覆材料包壳管，由它担负着防止核燃料泄漏的重要任务，要求在整个使用过程中不能发生破损，造成放射性外逸。在众多候选材料中，错合金以其优异的核性能，成为核燃料 包壳管的首选材料，并获得了令人满意的使用效果。随着核反应 堆技术朝着提高燃料燃耗，反应堆热效率和安全可靠性，以及降 低燃料循环成本方向发展，对错合金包壳材料的性

28、能提出了更高 的要求，包括腐蚀性能、吸氢性能、力学性能和辐照尺寸稳定性等。为此，人们在提高锆合金性能方面进行了大量的研究工作， 开发了一些新锆合金。4.4.2锆材在核电站中的应用如Zr-2合金适于作沸水堆结构材料，加拿大道格拉斯点反 应堆的高压管和瑞士卢森斯堆的高压管均采用该合金等；Zr-4 合金适于作压水堆和重水堆的结构材料，美国卡罗莱纳维尔吉尼 亚堆的高压管、加拿大研制的重水堆中燃料束挡板和格架采用的 是Zr-4合金。4.5相关专利及行业标准54实用新型名称核电主蒸汽超级管道 57摘要核电600MW主蒸汽超皱管道.属于蒸汽管道 类.具体的是指队核电站安全壳主蒸汽管道T贯穿 f牛相连的过渡段

29、，到安全壳外隔高阀及隔离阀外第 段管道的总称。它由过涎段成3个管道金熔透焊 接可成。第二管道外焊主裁止阀.主裁止阀槌法 兰接管岸接.过渡段有测温、测压管道等，3个管 道上分别有安全阀用管嘴或排气管嘴,加能助动管 嘴、保温金属环和射线检查用播塞。法兰接管上 有横向限制件、旁路管嘴、禄温金属环等。本家 用新型设计压力为$，5JWPl设计温度为316 Cr虾 安全投入到核电站中使用。5国内外知名企业5.1国内知名企业中国一重：中国第-重型机械股份公司是国内最大的核电锻件生产企业， 90%以上的国产核电锻件，80%以上的国产核反应堆压力容器由 公司生产。在核电产品研制方面占领市场制高点。2010年，核

30、 能设备已成为公司主要产品之一，所占比重达到16.46%。二重重装：二重集团（德阳）重型装备股份有限公司。公司已取得 核岛锻件“全域”通行证，公司陆续攻克了 CPR1000核岛蒸汽发 生器管板，水室封头，反应堆压力容器整体封头，接管筒体等所 有核级锻件的关键制造技术，已成为国内当前最具整体突破核级 锻件成套供货的重要企业之一，已经完成了 300吨到600吨大型 钢锭系列钢锭模的研究，设计和制造，形成了二重重装大型钢锭 系列，核电蒸发器，管板锻件实现了批量制造，产品质量性能指 标达到了国际领先水平，二代加核电管板产品的合格率稳定在 80%以上，在行业中处于领先地位，已经实现了蒸发器锥形筒体 中筒

31、节，下筒节等锻件的大批量生产，掌握了冶炼，锻造，热处 理和弯管等制造技术，并成功锻制了全球首支AP1000核电主管 道。上海电气：上海电气集团股份有限公司。公司是核电堆内构件，控制棒 驱动机构目前国内唯一的生产制造商，并已成为国内核电核岛设 备产业链最完整的供应商。公司已拥有了 300MW等级核电常规岛 设备，600MW等级核电常规岛设备，1000MW等级核电常规岛设备， 高温气冷堆实验堆和其他新堆型等主要设备的能力，并分别在秦 山核电站一期，秦山核电站二期，岭澳核电站等投入运行。公司 计划至2012年，核电常规岛主设备及核岛主设备均实现年产能 4-6台套。2010年公司第三代核电AP1000获得重大突破，已签 署桃花江4台机组核电供货订单。截止2010年末，公司核电核 岛设备在手订单已突破190亿元，产品覆盖了所有中国市场在建 核电项目。台海玛努尔：烟台台海玛努尔核电设备股份有限公司（THM）是 烟台市台海集团有限公司于2006年12月15日创建的专业致力 于百万千瓦级压水堆核电厂一回路主管道的生产企业，同时提供 各种类型复杂铸件，大中小型锻件及锻坯，离心管，管坯，电渣 重熔与真空自耗钢锭，特种合金等。是目前全球唯一一家同时具 备二代和三代核电主管道生产能力的制造企业。三洲川化：四川