1、核电关键部件用钢的国产化

目前，我国正在建设的核电站主要是第2代改进型（CPR1000）和第3代（AP1000和EPR）核电机组，核电关键部件的国产化主要集中在主管道、压力容器、蒸汽发生器、堆内构件等方面。

（1）一回路主管道的国产化

第2代核电站的一回路主管道采用铸造双相不锈钢，其制造的核心技术长久以来掌握在国外少数企业手中，如法国玛努尔工业集团的产量占据世界铸造双相不锈钢市场约70%的份额。为打破我国在大型压水堆主管道长期依赖进口的局面，北京科技大学牵头了“十一五”“863”计划的重点项目《大型压水堆核电站关键结构材料与工程应用技术》，通过与烟台台海玛努尔核电设备有限公司和四川三洲川化机核能设备制造有限公司的联合研发，攻克了第2代压水堆主管道的生产技术。2011年项目单位形成3～5套/年主管道生产能力，已经在红岩河（2013年2月并网）、宁德（2012年12月并网）等核电工程取得应用，22个新建机组全部采用国产主管道。该项目成果入选了国家“十一五”重大科技成就展。

第3代核电机组AP1000主管道采用整体锻造成型，材料选用超低碳控氮奥氏体不锈钢316LN，在AP1000技术转让合同中是唯一没有技术转让或技术支持的关键设备，制造难度非常大。国家委托中国第一重型机械集团公司（简称“中国一重”）、中国第二重型机械集团公司（简称“中国二重”）和渤海重工管道有限公司等企业进行主管道的试制，目前已经成功制造出满足AP1000标准的整体锻造主管道并接收用户订货。但由于对AP1000主管道成形关键技术的掌握仍存在很多不足，因此主管道的成品率极低，生产成本过高。为此，国家在2012年专门安排了“863”课题《AP1000压水堆主管道材料与成形关键技术》，委托北京科技大学和烟台台海玛努尔核电设备有限公司等单位进行联合攻关，目标是掌握AP1000主管道制造过程中的大型钢锭精炼、大型不锈钢部件整体锻制、管段整体加工成形等关键技术，为AP1000主管道的质量提升和规模化稳定生产提供技术支撑，并为我国第3代自主堆型CAP1400、CAP1700主管道开发提供技术积累。

（2）压力容器的国产化

目前，正在兴建的第2代堆型CPR1000核电站的压力容器已全部由国内制造商承担，而作为主设备原材料的大锻件也由国内几家重型机械企业承制。目前，国内反应堆压力容器材料存在的主要问题，是材料制造的国产化，特别是大型铸锻件的冶炼、机械加工方面的国产化程度不高。经过不断的攻关，中国一重目前已掌握了压力容器的制造技术，实现了CPR1000核岛锻件的批量化生产，成功研制出红沿河1号、福清1号核电机组的反应堆压力容器。

AP1000反应堆压力容器大锻件全部采用ASME SA-508“压力容器用经真空处理的淬火加回火碳钢和合金钢锻件”制造标准，对材质的纯净度和各项机械性能指标要求非常高。世界上第1台AP1000机组——三门核电1号机组的反应堆压力容器由韩国斗山重工业集团承制，其中的部分大锻件分包给了中国一重。随着AP1000项目国产化进程的推进，中国一重已经攻克了AP1000压力容器锻件的制造技术，并承制了三门核电2号机组的压力容器。

（3）蒸汽发生器的国产化

CPR1000蒸汽发生器的主要部件包括：水室封头、管板、传热管、壳体、包壳、汽水分离器、干燥器等。水室封头材料为18MND5锻件，管板也是由18MND5锻造而成，传热管材料为NC30Fe，包壳由薄壁碳钢钢板卷焊而成。蒸汽发生器的管板、椭球封头、水室封头、下部筒体等都是生产难度较大的大型锻件，其锻造工艺和热处理是难点。2010年8月，由上海电气核电设备有限公司承制的国内首台自主化第2代加核电百万千瓦级蒸汽发生器通过竣工验收，已经在辽宁红沿河核电厂一期工程安装使用。

传热管是蒸汽发生器的核心部件和关键技术，我国目前在传热管材料的冶炼、制管和弯管等技术上仍然落后，需要从法国瓦尔瑞克集团（Valinox）、日本住友集团和瑞典山特维克工程集团（Sandvik）等国外公司进口。在蒸汽发生器锻件的国产化方面有较大进展，如管板的锻造已由中国一重和中国二重试制成功。2014年5月，哈电集团重型装备有限公司制造的AP1000蒸汽发生器顺利通过水压试验，标志着国产首台AP1000蒸汽发生器组装成功。

（4）堆内构件的国产化

第2代改进型压水堆核电站的堆内构件大多采用锻造不锈钢制造，如堆芯支撑板、出口管嘴、法兰等采用超低碳奥氏体不锈钢Z3CN18-10，压紧弹簧采用马氏体不锈钢Z12CN13。国内的上海重型机械设备厂有限公司从2006年开始进行第2代改进型压水堆堆内构件的大锻件技术攻关，目前已经具备批量化生产能力，并已在红沿河、宁德、阳江等核电项目中采用。

AP1000核电站的堆内构件进行了相当多的改进，其60年的寿命对材料的要求更高，制造难度更大。作为世界上首台商用AP1000核电机组，三门1号机组的堆内构件由美国西屋公司的核部件厂承制。目前国内的上海电气集团股份有限公司虽已接受了AP1000堆内构件国产化的任务，但还不具备批量生产的能力。

2、核电用钢的服役安全

核电用钢的服役安全研究主要针对目前正在服役的核电站，多数为第2代压水堆。核电站的安全评价中最重要的是一回路主管道、压力容器、蒸汽发生器等关键部件的服役安全，它们的失效方式分别是一回路主管道用钢的热老化脆化、压力容器钢的辐照脆化、奥氏体不锈钢及N i基合金的应力腐蚀开裂以及复杂环境载荷下钢部件的热疲劳等。

（1）一回路主管道用钢的热老化脆化

第2代压水堆核电站的一回路压力边界的主管道、主泵壳、稳压器喷嘴等许多部件都采用铸造双相（铁素体-奥氏体）不锈钢，该材料具有很好的强度和塑性的匹配、优良的焊接性和优异的抗应力腐蚀开裂性能。铁素体的存在会使材料在运行温度长期服役后发生热老化脆化，导致断裂韧性下降，临界裂纹尺寸减小。一回路主管道属于不可更换部件，其无损检测困难，因此受到各国的重视。20世纪八九十年代，美国阿贡国家实验室系统地研究了铸造双相不锈钢的热老化机理和相应的评价方法。

随着我国最早建设的秦山和大亚湾核电站进入中老年期，国产核电站的老化管理和寿命评估逐渐被提上议事日程，因此，北京科技大学和苏州热工研究院系统地研究了国产核电材料的热老化问题。研究发现，长期热老化处理后铸造双相不锈钢中的铁素体发生明显硬化，材料的冲击性能显著下降。微观组织观察发现，铁素体相在热老化过程中发生了调幅分解，并析出了G相，严重阻碍了位错的运动，从而导致材料的热老化脆化。这种热老化脆化随温度和铁素体含量的升高而加剧，与材料的化学成分也有密切关系。在系统地研究了热老化的微观机理和影响因素后，王西涛等人提出了一种消除双相不锈钢低温时效脆性的方法，该方法能够将长期热老化导致的脆性消除掉，使材料的力学性能得到回复，目前这一技术已经得到国家专利局的授权（ZL201310001784.5）。

（2）压力容器钢的辐照脆化

反应堆压力容器是工作环境最苛刻的部件，要承受高温、高压、高辐照剂量的考验，且终生不可更换。通常采用高韧性淬火回火低合金铁素体钢，如A533B和A508，目前大多数压水堆压力容器选用的是锻造的A508-Ⅲ钢。中子辐照会使压力容器钢产生空位、孔洞、层错和位错环等晶体缺陷，造成材料的强度和硬度升高，韧性和塑性下降，可能导致部件的脆性断裂。因此，国内外均把防止压力容器钢的辐照致脆断裂作为研究的重点。评价压力容器钢脆化程度的方法有2种：一种是韧脆转变温度法，常用于压力容器的制造和正常服役阶段；另一种是断裂力学法，仅在寿命期末或存在缺陷等特定情况下使用。

（3）奥氏体不锈钢及镍基合金的应力腐蚀开裂

早期的核电站一回路主管道采用18-8型奥氏体不锈钢，其主要的失效方式是应力腐蚀破裂。主管道发生应力腐蚀破裂需要满足3个条件：热处理或焊接不当造成的组织敏化，微量氧和氯离子的局部富集以及焊接残余应力或其它拉应力作用。根据20世纪70年代美国核管会的普查，45座核电站的16600个管道焊接接头中发现66起应力腐蚀裂纹。但是，主管道中发生的应力腐蚀开裂事故只出现在早期的核电站中，后期的主管道通过优化成分和生产工艺基本上避免了应力腐蚀开裂的发生。这些优化措施包括：降低碳含量来改善焊接性并减弱“敏化”的倾向，在奥氏体组织中形成少量的铁素体相来抑制应力腐蚀，提高主管道的焊接要求和标准。

奥氏体不锈钢曾应用于早期核电站的蒸汽发生器传热管，由于其抗应力腐蚀能力较差，逐渐被镍基合金所替代。最早的镍基合金材料为600合金，其抗应力腐蚀开裂的能力仍不理想，随后又开发出了690和800合金。

（4）复杂环境载荷下钢部件的热疲劳

核电站在运行及启停堆的过程中，金属管道中的流体温度会发生波动，可能导致管道部件发生热疲劳，在材料表面形成裂纹，发展到后期会出现贯穿性裂纹。热疲劳主要由热分层、热波纹和热混合3种现象引起，易发生热疲劳的部件包括一回路管道中的波动管和喷淋管及异种钢焊接接头。由于早期对热疲劳的严重性认识不足，只考虑了机组起停，所以热疲劳引起的事故在全世界范围内都发生过。

各国在热疲劳的评估方面开展了很多研究，但对热疲劳的认识依然不足。德国曾经在一座退役的核电站内进行过管道的热疲劳试验，测量了管壁在热瞬态下的温度分布情况。法国四回路堆设计中修正了原来的疲劳设计，将热分层等导致的热疲劳因素纳入早期设计中。美国电力科学研究院也把热疲劳问题列为近期一个重要研究课题。针对热分层现象，目前主要采取加装温度监测装置密切关注易发生热分层部位的措施。热波纹和热混合的问题目前还没有成熟的解决方案，通常依靠核电站在运行中的经验反馈来进行老化管理。目前我国尚未开展核电站的热疲劳问题研究。

三、核电用钢的未来发展趋势

世界核电的发展可以划分为4代。第1代是1950-1960年间开发的原型堆电站；第2代是1960-1990年间开发建设的大型商用核电站；第3代是1990-2010年开始运行的先进轻水堆核电站，如AP1000、EPR等；第4代是待开发的核电站，其目标是到2030年达到实用化的程度，包括6种堆型：超高温气冷堆、超临界水冷堆、熔盐堆、气冷快堆、钠冷快堆和铅冷快堆。

钠冷快堆作为第4代先进核能系统的首选堆型，具有极高的安全性，能显著提高铀的利用率并大幅减少核废物。钠冷快堆的许多关键结构均采用钢铁材料，如燃料包壳、燃料组件、堆内构件和蒸汽发生器等，它们处于高温、高辐照或钠-水介质中，对钢铁材料的性能要求远高于以往的轻水堆。

我国虽已建成中国实验快堆，但关键结构用钢均为进口，如燃料组件是俄罗斯产的ЧC-68〔奥氏体钢，Cr16Ni15Mo2Mn2TiVB（硼）〕、主容器是瑞典产的316不锈钢、蒸汽发生器材料是俄罗斯产的10X2M（相当于2.25Cr1Mo）等。这些钢材国内虽然早已能大批生产，但在某些方面仍无法满足快堆的严苛要求。国家制订了钠冷快堆发展的3步走战略（见图2）：实验快堆—示范快堆—大型商用快堆。我国要摆脱快堆关键技术受制于人的局面，加快大型快堆的发展，就必须实现快堆关键结构用钢的国产化并开发更先进的快堆用关键材料。根据快堆关键结构用钢发展路线图并结合我国的实际状况，提出以下的重点研究内容。

图2 钠冷快堆用钢的发展路线图

1、快堆关键部件材料的国产化研制

目前实验快堆的关键部件还不能完全国产化，材料的服役性能数据库也不健全。开展快堆部件的国产化研制，能够缩小我国与先进国家在核电领域的差距，并为大型商业快堆的国产化奠定基础。

快堆关键部件材料的国产化研制主要包括：①燃料组件材料T i稳定化的316不锈钢的国产化制造；②堆内主要结构材料316和304不锈钢的国产化制造；③蒸汽发生器材料2.25Cr1Mo（T22）钢的国产化制造；④控制棒动导管、主钠泵支撑密封环以及栅板联箱主螺栓的国产化制造。

2、快堆关键部件新型材料的基础研究

开展具有更加优异的高温力学性能、耐辐照（累积辐照剂量可达上百dpa）及与高温钠和水具有良好相容性的新型材料的基础研究。快堆关键部件新型材料的基础研究主要包括：①新型燃料包壳和外套管材料，如F/M钢和ODS钢；②新型堆内构件用低碳控氮不锈钢，如316LN和304LN；③新型蒸汽发生器结构材料，如T91（改进型9Cr-1MO）和T92钢。

3、快堆关键部件材料的寿命评价及老化管理

钠冷快堆的使用寿命为40～60年，关键部件在反应堆运行过程中的老化、失效以及寿命评估问题需要密切关注，亟需开展关键设备和材料的寿命评价和老化管理研究。研究的成果可以应用于实验快堆部件的寿命预测，并推广到示范快堆和商用快堆的寿命评估。

快堆关键部件材料的寿命评价及老化管理主要包括：

① 研究关键结构材料在钠中的老化评定方法和鉴定标准；

② 研究反应堆压力容器和堆内构件的寿命管理及检测关键技术；

③ 研究钠冷快堆中高温部件的剩余寿命评估方法。

4、快堆关键部件材料的研发平台建设

快堆关键部件材料研发平台的建设，能够建立从基础研究到产业转化的一体化部署，推进快堆产业的整体技术创新。

快堆关键部件材料的研发平台建设主要包括：

① 建立快堆材料的堆内辐照考验设施和大型热室；

② 完善快堆材料的微观结构和性能测试分析平台；

③ 搭建快堆材料的堆外高温考验和钠-水相容性考验设施；

④ 建设快堆材料成分设计与组织模拟的高性能计算平台；

⑤ 成立快堆材料从冶炼成形、加工装配到服役管理的产业联盟。

四、结语

钢铁材料广泛应用于核电站中的关键部件，占核电机组部件采购成本的80%以上。我国正迎来核电开工建设的高潮期，核电设备及用钢产业将迎来很好的发展机遇。在引进消化吸收国外先进核电机组的同时，我国应尽快提高核电关键部件的国产化，尤其是核电用钢的国产化，着手建立核电用钢的选材标准和评价体系。同时，我国应抓住第4代核电站发展的新机遇，加大钠冷快堆相关设备和材料的研发力量，使我国尽快成为核电大国和核电强国。