金属材料百科

反应堆耐压壳体用钢

2023-07-01

英文

steel for pressureshell of reactor

简介

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A350LE3,是第一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

使用时间 使用状况 成分类型 板材热处理 牌 号 锻件钢号
1945年
1956年
1965年


C-Si
Mn-Mo
Mn.Mo.Ni
N-SR
NT-SR
QT-SR
A212B
A302B
A533B
A350LE3
A336
A508-2
1965年至今 现用钢 Mn.Mo.Ni QT-SR A533B A508-3
2000年以后 将来推荐用钢 Cr-Mo
Cr.Ni.Mo
QT-SR
QT-SR
A542
A543
A336
A508-4

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,即在简体上必须有一条纵向焊缝,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筒体,因而成材率较低,制造成本较高,但是在筒体上没有纵向焊缝,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,为进一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(第一道是燃料包壳),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,被定为核安全一级设备,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。一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93℃。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,仍将得到进一步的发展。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,进一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、磷将进一步降低,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进一步提高到200J以上,中子辐照前的临界无塑性转变温度将达到-35℃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。