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ACP1000核電堆內構件用大鍛件的國產化研制*

□張智峰□李向
上海重型機器廠有限公司上海200245

介紹了ACP1000核電堆內構件用大鍛件的國產化研制工作和研制結果。研制目的是掌握ACP1000核電堆內構件用大鍛件的制造工藝，實現堆內構件大鍛件的國產化。研制結果表明，國產化的大鍛件性能優(yōu)良，完全符合RCC-M（2007版）標準和鍛件技術規(guī)范的要求。

堆內構件在核電站核反應堆中起著支承核燃料組件和引導控制棒進行核反應啟動、停止、功率調整等重要作用，并在事故狀況下為反應堆提供二次安全支撐，是核反應堆設備中最關鍵的設備之一。制造堆內構件的材料需要承受高中子注量的輻照和冷卻劑的腐蝕，而且要在高溫、負載工況下保持足夠的強度，使用條件十分苛刻。目前主流的壓水堆核電均采用高性能不銹鋼大鍛件作為制造堆內構件的主材料［1，2］。

ACP1000是中國核工業(yè)集團公司在30余年核電科研、設計、制造、建設和運行經驗的基礎上，充分借鑒國際三代核電技術先進理念，汲取福島核事故經驗和教訓，自主研發(fā)、具有完整知識產權的第三代先進壓水堆核電站。ACP1000作為第三代核電技術，其堆內構件大鍛件技術要求高于二代改進型核電，制造難度顯著增大。上海重型機器廠有限公司（簡稱上重）在2013年完成了第三代AP1000核電堆內構件大鍛件的國產化，但AP1000核電技術源于美國西屋公司，其設計的堆內構件大鍛件與中國自主設計的ACP1000在技術要求上有較大差異，故AP1000核電堆內構件鍛件研制過程中開發(fā)的先進工藝技術并不能直接覆蓋ACP1000。能否及時開發(fā)出制造ACP1000核電堆內構件鍛件所需的先進冶煉、鍛造、熱處理等核心工藝，將成為ACP1000核電堆內構件主設備能否實現國產化的關鍵所在。

為此，在上海市經濟和信息發(fā)展委員會的支持下，上重和上海電機學院聯合申報了上海市產學研合作年度計劃（2014年度）項目——《ACP1000核電堆內構件鍛件研制》，并在 2015年最終實現ACP1000核電堆內構件成套鍛件的完全國產化。

1　技術難點分析

1.1技術要求慨況

ACP1000核電堆內構件大鍛件按RCC-M（2007版）設計，鋼種包括奧氏體不銹鋼Z3CN18-10、Z2CN19-10以及馬氏體不銹鋼Z12CN13，分別執(zhí)行RCC-MM3301、M3302和M3205標準。堆內構件中尺寸最大的堆芯支承板和上支承板材料為Z3CN18-10，尺寸相對較小的法蘭、管嘴鍛件采用Z2CN19-10制造，壓緊彈簧為堆內構件中唯一的馬氏體不銹鋼Z12CN13鍛件。

根據RCC-MM140相關規(guī)定，堆芯支承板、上支承板和壓緊彈簧鍛件在按規(guī)定的生產工藝制造前，應進行制品評定。ACP1000核電堆內構件大鍛件的評定方為中國核動力研究設計院核級設備制品技術評定中心。

制品評定的目的至少包括：①驗證鍛件的內部質量；②評價鍛件的化學成分和力學性能的均勻性；③確保鍛件對晶間腐蝕的不敏感性。

為實現上述評定要求，在與評定中心充分溝通后，上重制訂了評定件的制造、檢驗方案。與常規(guī)產品件相比，評定件的主要差別是為了充分驗證鍛件性能的均勻性，而在更多的位置進行了取樣。

1.2成分要求

ACP1000核電堆內構件用 Z3CN18-10、Z2CN19-10和Z12CN13鍛件的成分要求詳見表1。

表1　ACP1000核電堆內構件鍛件成分規(guī)范/wt%

ACP1000核電堆內構件鍛件技術規(guī)范提出的成分要求較RCC-M（2007版）要求更高，主要體現在Co、Cu等殘余元素含量控制要求更為嚴格，這要求制造廠需在原材料控制、二次精煉等方面上提出更有效的工藝保證措施，以獲得具有足夠純凈度的鋼錠。

鍛件技術規(guī)范提出的合金成分具有較寬的范圍，但要獲得綜合性能合格的鍛件，需要在規(guī)范提出的成分范圍內再制定一個狹窄的內控范圍。對于本項目，上重采取的技術方案是：①進一步限制P、S、 Cu等有害殘余元素的含量；②根據舍弗勒圖，調配好Cr當量和Ni當量，保證獲得所需的組織，如鐵素體含量應≤5%；③C、N作為強化元素，控制在較高水平。

獲得實現內控目標成分的鋼錠是熔煉工序的主要任務，上重采用真空精煉+電渣重熔的工藝制造所需鋼錠。制造ACP1000堆內構件大鍛件最大需要67 t電渣重熔鋼錠，它將用于制造尺寸、質量最大的堆芯支承板鍛件。要獲得重達67 t的電渣重熔鋼錠，需要精心設計渣制度、溫度控制、脫氧制度、速度控制和冷卻制度等電渣重熔工藝規(guī)范。

1.3力學性能

ACP1000核電堆內構件用 Z3CN18-10、Z2CN19-10和Z12CN13鍛件的成分要求詳見表2～表4。

表2　Z3CN18-10鍛件機械性能要求

表3　Z2CN19-10鍛件機械性能要求

表4　Z12CN13鍛件機械性能要求

ACP1000核電堆內構件鍛件提出的力學性能指標達到了RCC-M標準（2007版）的要求，并對Z3CN18-10和Z2CN19-10鍛件增加了20℃夏比沖擊考核項目。

Z3CN18-10和Z2CN19-10屬于超低碳奧氏體不銹鋼，由于碳含量低，固溶溫度高（規(guī)范要求固溶溫度≤1 050℃），高溫強度要求指標很難達到。Z12CN13鍛件屬于馬氏體不銹鋼，由于強韌性指標較高，如何平衡強韌性指標是其主要技術難點［3，4］。1.4耐腐蝕性能要求

為考察耐腐蝕性能，Z3CN18-10和Z2CN19-10鍛件需要按RCC-MMC1310進行晶間腐蝕試驗，試樣需進行敏化處理，即：加熱至700℃，保溫30 min，然后在爐內以60℃/h的冷速緩慢冷卻至500℃，再出爐冷卻至室溫。試樣在10%結晶硫酸銅+10%硫酸沸騰溶液中腐蝕之后，進行聲響試驗和彎曲試驗，以確認試樣是否存在晶間腐蝕的跡象。

成分控制不當或碳化物析出不良導致晶間貧Cr是晶間腐蝕不合格的主要原因，故在設計制造方案時需考慮兩點：①應有足夠高的Cr含量；②固溶溫度和保溫時間應能充分溶解碳化物，并采取快速和強烈的浸水冷卻。

1.5金相檢查要求

RCC-M標準對堆內構件大鍛件未提出金相檢查要求，ACP1000核電根據國內工程經驗，增加了檢查晶粒度和非金屬夾雜物的要求，其中晶粒度檢查按RCC-M MC1330或GB/T6394執(zhí)行，夾雜物按GB/T 10561規(guī)定的A法評級，具體考核指標見表5。

表5　金相檢查要求

晶粒度控制是不銹鋼大鍛件的主要制造難點之一。作為無相變的奧氏體不銹鋼，Z3CN18-10和Z2CN19-10鍛件只能通過鍛造變形控制晶粒度，克服了變形抗力大、可鍛溫度區(qū)間窄的困難，獲得充足且均勻的鍛造變形是保證晶粒度合格的關鍵。Z12CN13為馬氏體不銹鋼，雖然在理論上可以通過相變細化晶粒，但由于其淬透性極佳，常規(guī)的鍛后熱處理（正火+回火）很難起到細化晶粒的作用，故也要在鍛造工序中解決晶粒度問題。

夾雜物需要在冶金工序中加以解決。根據上重技術經驗，采用真空精煉+電渣重熔獲得的鋼錠純凈度優(yōu)良，可較好解決夾雜物的問題。

2　研制情況

2.1主要工藝路線

Z3CN18-10和Z2CN19-10鍛件的主要制造工藝路線為：冶鑄自耗電極→電渣重熔→鍛造→粗加工→性能熱處理→取樣和理化檢驗→精加工→終檢驗（尺寸檢查、超聲波檢測、滲透檢測等），Z12CN13鍛件的主要工藝流程與之基本相同，只是鍛造后增加了一次鍛后熱處理。

電渣重熔、鍛造和性能熱處理是制造堆內構件大鍛件的關鍵工序。電渣重熔要在200 t電渣重熔爐中進行（如圖1所示）；鍛造在12 000 t水壓機和16 500 t油壓機上進行（如圖2所示）；性能熱處理加熱采用在控溫精度良好的（≤±10℃）環(huán)形電爐中進行；Z3CN18-10和Z2CN19-10鍛件的熱處理快速冷卻在水槽中進行，Z12CN13鍛件則選擇油槽。

2.2試制件制造情況

2.2.1Z3CN18-10鍛件

在Z3CN18-10鍛件中，堆芯支承板和上支承板需要進行評定。按照RCC-M標準及采購技術規(guī)范，鍛件產品需要在相對180°位置上共取2套試樣進行相關理化檢測試驗，但為進一步論證評定件性能的均勻性，評定方提出了更苛刻的要求，即每隔90°取一次共4套試樣，堆芯支承板還要在中心開孔位置再增加2套試樣。表6～表9匯總了Z3CN18-10鍛件中制造難度最大的堆芯支承板（評定件）6處取樣位置的各項檢驗結果。

圖1　在200 t電渣重熔爐上進行重熔鑄錠

圖2　堆芯支承板在16 500 t油壓機上鍛造

表6　堆芯支承板評定件產品成分/wt%

表7　堆芯支承板評定件常溫拉伸試驗結果

表8　堆芯支承板評定件350℃拉伸試驗結果

表9　堆芯支承板評定件金相檢查結果

表6～表9表明，堆芯支承板評定件成分、力學性能、金相檢驗結果均滿足技術規(guī)范要求，有害元素含量極低，合金元素分布均勻，高溫強度有較多富余量，夏比沖擊試驗結果顯著優(yōu)于規(guī)定值。晶粒度為2～3級，實現了鍛件技術規(guī)范提出的“力爭2級或更細”的期望值。微觀組織以奧氏體為主，含少量的（2%～5%）的鐵素體，符合工藝預設目標。對支承板試樣進行晶間腐蝕試驗，未發(fā)現任何晶間腐蝕傾向，說明鍛件具有優(yōu)良的抗腐蝕性能。精加工結束后的堆芯支承板如圖3所示。

圖3　精加工后的堆芯支承板

2.2.2Z2CN19-10鍛件

Z2CN19-10鍛件的性能指標雖略高于Z3CN18-10鍛件，但由于鍛件尺寸較小，電渣重熔、鍛壓、固溶熱處理技術和工藝實施難度相對較低，Z3CN18-10鍛件制造工藝技術完全可以覆蓋Z2CN19-10鍛件。上重制造的Z2CN19-10鍛件實際性能指標與Z3CN18-10鍛件基本相當。

2.2.3Z12CN13鍛件

堆內構件大鍛件中僅有壓緊彈簧采用馬氏體不銹鋼Z12CN13，首制件需要進行M140制品評定。按照采購技術規(guī)范，產品只需要在相對180°位置上共取2套試樣進行相關理化檢測試驗，但評定件的要求更高，在每隔90°各取一次共4套試樣。表10～表13匯總了壓緊彈簧（評定件）4處取樣位置的各項檢驗結果。

表10～表13表明，壓緊彈簧評定件成分、力學性能、金相檢驗結果均滿足技術規(guī)范要求，有害元素含量極低，合金元素分布均勻，強度和夏比沖擊試驗均有富余量，強韌性匹配良好。晶粒度為3級，實現了鍛件技術規(guī)范提出的“力爭3級或更細”的期望值。微觀組織為回火馬氏體，符合工藝預設目標。精加工結束后的壓緊彈簧如圖4所示。

圖4　最終精加工后的壓緊彈簧

表10　壓緊彈簧評定件產品成分/wt%

表11　壓緊彈簧評定件常溫試驗結果

表12　壓緊彈簧評定件350℃拉伸試驗結果

表13　壓緊彈簧評定件金相檢查結果

3　分析和討論

3.1關于晶粒度要求

對于堆內構件用奧氏體不銹鋼鍛件，晶粒度控制是其主要制造難點之一。AP1000核電堆芯支承板要求為6級以下，而ACP1000核電規(guī)定是1級，力爭2級或更細。上重制造經驗表明，對于堆芯支承板這樣的大型不銹鋼餅型鍛件，受限于萬噸級自由鍛壓機墩粗成形能力，均勻的4級以上晶粒度在工程上不能實現，但過粗的晶粒會導致超聲波的顯著衰減，一旦達到0級或更粗的晶粒度，鍛件將因為超聲波衰減率過高而無法作出超聲探傷合格的判斷。因此，雖然ACP1000與AP1000核電堆芯支承板技術規(guī)范提出的晶粒度要求存在明顯差異，但工程上實際可實現的內控目標相同。

3.2關于奧氏體不銹鋼的C含量

抗腐蝕性能和高溫強度是保證堆內構件奧氏體不銹鋼大鍛件將來處在強腐蝕、高溫服役環(huán)境中長期安全運行的重要性能指標。ACP1000核電堆內構件采用Z3CN18-10，碳含量上限值最高為0.040%，而AP1000核電采用304H，碳含量范圍為0.04%～0.08%，兩者成分范圍差異明顯。從抗晶間腐蝕性能來看，采用碳含量更低的Z3CN18-10，無疑更容易保證晶間腐蝕試驗的合格，但碳是最重要的強化元素之一，碳含量較高的304H鍛件更容易獲得較高的強度。為均衡抗腐蝕性能和高溫強度，在制造AP1000核電堆芯支承板時往往將碳控制在偏下限，而ACP1000核電則將碳控制在上限，導致兩者實際成分差異并不像技術規(guī)范所述的那樣顯著。

3.3壓緊彈簧的強韌性

ACP1000核電壓緊彈簧鍛件選用與二代改進型核電相同的鋼種Z12CN13，而AP1000核電采用了ASME SA-182 F6NM，兩種鋼存在顯著差異。Z12CN13由于合金含量較少，尤其是保證沖擊韌性的主要元素Ni含量不高（1.0%～1.8%），要在較高強度的情況下保持一定的沖擊韌性十分困難，缺少可繼續(xù)挖掘的性能潛力，如后續(xù)堆型壓緊彈簧鍛件技術指標進一步提高，可能需要考慮材料更換問題。SA-182 F6NM的Ni含量高達3.5%～4.5%，經正回火后，可較容易地實現在強度有足夠余量（50MPa以上）的前提下，獲得200J以上的夏比沖擊值［5］，強韌性顯著優(yōu)于Z12CN13，是一種具有更好發(fā)展前景的壓緊彈簧材料。

3.4奧氏體不銹鋼的夏比沖擊試驗

ACP1000核電堆內構件整套奧氏體不銹鋼鍛件的所有夏比沖擊功均≥290 J。由于上重按RCC-M標準標定的夏比沖擊試驗機最大量程為300 J，有效量程為240 J，故該批鍛件的夏比沖擊試樣均未打斷，實際值應超設備量程。上重在600 J夏比沖擊試驗機（按ASME標準標定）補充了系列溫度沖擊試驗，測得室溫沖擊值在400～460 J，且沒有明顯的韌脆轉變趨勢，即使在液氮極端條件下（-196℃）沖擊值仍超過100 J。上述夏比沖擊試驗情況與二代、二代改進型核電和AP1000核電數十套堆內構件大鍛件的結果一致，說明在目前工業(yè)條件下，具有極高的沖擊韌性是奧氏體不銹鋼鍛件的基本特性，應可以考慮在通過M140評定后，對后續(xù)產品豁免沖擊試驗。

4　結論

經過一年的技術攻關和試制生產，ACP1000核電堆內構件整套大鍛件在上重成功完成試制，其中制造難度最大的3件評定件——堆芯支承板、上支承板、壓緊彈簧的各項檢驗結果成功獲得了中國核動力研究設計院核級設備制品技術評定中心的認可，順利通過了M140制品評定。至此，上重成功完成了ACP1000核電堆內構件整套大鍛件國產化的研制。

［1］張智峰，陳永波，丁秀平，等.1000 MW壓水堆核電堆內構件大鍛件的研制［R］.中國核學會，中國核科學技術進展報告（第二卷），2011.

［2］陳永波，張圓剛，張智峰，等.核電堆內構件大鍛件特點及國內研制現狀［J］.裝備機械，2011（2）：38-41.

［3］李寧，夏欣，張翼，等.用于制造堆內構件壓緊彈簧的Z12CN13不銹鋼大鍛環(huán)國產化材料［J］.材料科學與工程學報，2013（3）：456-460.

［4］黃大鵬.淺析核電站堆內構件用馬氏體不銹鋼熱加工工藝質量控制［J］.熱加工工藝，2012，41（23）：101-103.

［5］張智峰，宋雷鈞，李向.核電壓緊彈簧鍛件技術特點及其制造技術［R］.中國核學會，中國核科學技術進展報告（第三卷），2013.

Gived an overview on the development effort and achievements in localized manufacturing of heavy forgings applied to ACP1000 nuclear reactor components.The purpose of the development is to command the manufacturing processes of heavy forgings used by ACP1000 nuclear reactor components to realize localization of large forgings for reactor components.The R&D results show that the domestic heavy forgings present excellent performances and they can meet with the requirements specified by Standard RCC-M（version 2007）and technical specification for forgings.

ACP1000；核電；堆內構件；大鍛件

ACP1000；Nuclear Power；Reactor Components；Heavy Forgings

TL372

A

1672-0555（2015）03-046-06

*上海市產學研合作年度計劃項目（編號：滬CXY-2014-003）

2015年5月

張智峰（1981年-），男，碩士，工程師，主要從事大型鍛件產品熱加工工藝技術的研究工作