压水堆核电站反应堆压力容器材料概述1
压水堆核电站反应堆压力容器材料概述
李承亮,张明乾
(深圳中广核工程设计有限公司上海分公司,上海200030)
摘要 反应堆压力容器是核电站重要部件之一,综述了反应堆压力容器材料的发展历程、性能要求、在役辐照脆化、制造现状等,指出A5082Ⅲ钢具有优良的焊接性、较高的淬透性和抗中子辐照脆化性,并具有良好的低温冲击韧性和较低的无延性转变温度等优点。分析了该钢的化学成分、制造工艺与性能之间的关系,对反应堆压力容器材料国产化的实现与未来发展方向的指引有一定的参考作用。
关键词
压水堆核电站 反应堆压力容器 材料 辐照脆化Overview of Reactor Pressure Vessel Steel in PWR Nuclear Power Plant s
L I Chengliang ,ZHAN G Mingqian
(Shanghai Branch ,China Nuclear Power Design Company Ltd.(Shenzhen ),Shanghai 200030)
Abstract Reactor pressure vessel is one of the key components to PWR nuclear power plants.The development of reactor pressure vessel steel and its performance requirements ,in 2service irradiation embrittlement ,and manufactur 2ing status ,etc are summarized.It is demonstrated that A5082Ⅲsteels have advantages such as good weld 2ability ,high hardenability and enhanced resistance to neutron irradiation damage ,as well as excellent low 2temperature impact toughness and lower transition temperature without ductility.In addition ,the relation of chemical composition and fab 2rication techniques to mechanical properties is also analyzed.This paper will provides an reference for directing the suc 2cess of the localization and f uture development of reactor pressure vessel steel to some extent.
K ey w ords PWR power plant ,reactor pressure vessel ,materials ,irradiation embrittlement
李承亮:男,1982年生,助理工程师,硕士,从事核电站核岛主设备材料设计、研究以及先进核能系统研究等工作 E 2mail :licliang @https://www.360docs.net/doc/8d7172717.html,
随着国家核电中长期发展规划的颁布,未来相当长时间内
我国将大力发展压水堆核电站。反应堆压力容器是在高温、高压流体冲刷和腐蚀,以及强烈的中子辐照等恶劣条件下运行的,因此在ASM E 规范第XI 卷要求,反应堆压力容器应采用优质材料、严格制造、完善的试验和检查技术,且在服役期间应定期地进行检查。SA508系列钢是随着反应堆压力容器的大型化和整体化发展起来的,适用于制造压力容器顶盖、筒体、法兰、封头等锻件,在压水堆核电站中还应用于蒸汽发生器压力壳、稳压器压力壳和主泵压力壳等部件。
1 反应堆压力容器结构和作用
功率在1000MW 及以上的普通压水堆核电站反应堆压力
容器设计压力高达17MPa ,设计温度在350℃左右,直径近5m ,厚度超过20cm ,有的单件铸锭毛重达500多吨,设计寿命至少要求40年。因为其体积庞大,不可更换,所以压力容器的寿命决定了核电站的服役年限。
压水堆压力容器是由反应堆容器和顶盖组成,前者由下法兰(含接管段)、筒体和半球形下封头组焊而成,顶盖由半球形上封头和上法兰焊接组成(或者为一体化顶盖)。上下法兰面之间用两道自紧式空心金属(高镍耐蚀合金In 2718或1828钢)“O ”形环密封。为了避免容器内表面和密封面腐蚀,在压力容器内壁堆焊有大于5mm 厚的不锈钢衬里(过渡层309L (00Cr23Ni11)+308L (00Cr20Ni10))。为防止外表面腐蚀,压
力容器外表面通常涂漆保护。
反应堆压力容器的作用是:(1)装载着活性区及堆内所有构件,对堆芯具有辐射屏蔽作用,在顶盖上安装着控制棒管座及其驱动机构,承受很大的机械和动载荷;(2)作为承压边界,密封高温高压含放射性的一回路冷却剂并维持其压力,承受动载荷和温度载荷;(3)作为第二道屏障,在燃料元件破损后有防止裂变产物外逸的功能。
上述因素要求反应堆压力容器材料具备良好的纯净度、致密度、成分和性能均匀性,在中高温度下具有优良的力学性能(强度、塑性、冲击韧性、断裂韧性等)、冶金质量及良好的耐蚀性、焊接性和抗辐照的性能(中子辐照脆化敏感性低)、热稳定性、加工性等。其中,以面对活性区的筒体段材料性能要求最高。
2 反应堆压力容器材料的发展史
压水堆反应堆压力容器材料一般都是在工程上成熟的材料基础上改进而成的。美国第一代压水堆核电站反应堆压力容器材料用的是具有优良工艺稳定性、焊接性和强度较好的锅炉钢A212B (法兰锻件为A350L F 3),由于A212B 钢淬透性和高温性能较差,第二代改用Mn 2Mo 钢A302B [1](锻材为A336),该钢中的Mn 是强化基体和提高淬透性的元素,它能提高钢的高温性能及降低回火脆性。随着核电站向大型化发展,压力容器也随之增大和增厚,A302B 钢缺口韧性差的不足就逐渐显露出
来,为保证厚截面钢的淬透性,使强度与韧性有良好的配合,20世纪60年代中期又对A302B钢添加Ni,改用淬透性和韧性比较好的Mn2Mo2Ni钢A533B[2](锻材为A5082Ⅱ钢),并以钢包精炼、真空浇铸等先进炼钢技术提高钢的纯净度、减少杂质偏析,同时将热处理由正火+回火处理改为淬火+回火的调质处理,使组织细化,以获得强度、塑性和韧性配合良好的综合性能。与此同时,由于壁厚增加和面对活性区的纵向焊缝辐照性能差,所以将压力容器由板焊接结构改为环锻容器,材料采用A5082Ⅱ钢。它曾盛行一时,但自1970年西欧发现A5082Ⅱ钢堆焊层下有再热裂纹之后[3],又发展了A5082Ⅲ钢。
A5082Ⅲ钢是在A5082Ⅱ钢基础上,通过减少碳化物元素C、Cr、Mo、V的含量,以减少再热裂纹敏感性,使基体堆焊不锈钢衬里后,降低产生再热裂纹的倾向。为弥补因减少淬透性元素而降低的强度和淬透性,特增加了A5082Ⅲ钢中的Mn含量[4]。因锰易增大钢中偏析,故又降低了磷、硫含量。硅在上述钢中是非合金化元素,有增加偏析、降低钢的塑、韧性的倾向,其残存量以偏低为好。厚截面的A5082Ⅲ钢淬火后,基体组织是贝氏体,当冷却速度不足时,将出现铁素体和珠光体,这种组织较贝氏体粗大,对提高强度和韧性不利,所以反应堆压力容器用钢要求采用优化的调制热处理工艺。
俄罗斯的反应堆应力容器用的材料不是Mn2Mo2Ni钢而是Cr2Mo2V(15X2HMΦA)及Cr2Ni2Mo2V钢(15X2HMΦA2A)。该钢已分别用在俄罗斯及东欧的VV ER2440和VV ER21000压水堆上以及我国的田湾核电站VV ER21000。Cr2Ni2Mo2V钢的优点是高温性能和耐蚀性好,辐照效应小[5],缺点是回火脆性倾向大,焊接性不理想。尽管如此,俄罗斯仍用Cr2Ni2Mo2V 钢,这是因为对该钢缺点已有相应的改进措施,如降低磷、硫及杂质含量和改进热处理工艺等。
表1 压水堆压力容器钢的化学成分[6,7]
Table1 The chemical analyses of reactor pressare vessel steel for PWR[6,7]
材料名称
化学成分(质量分数)/%
C Si Mn Ni Cr Mo P S Cu V
A212B0.300.15～0.300.85～1.20
A302B≤0.260.13～0.321.10～1.550.41～0.640.0350.040
A533B≤0.250.15～0.301.51～1.500.40～0.700.45～0.60<0.35<0.400.12
A5082Ⅱ≤0.270.15～0.350.50～0.900.50～0.900.25～0.450.55～0.70<0.025<0.0250.100.05
美国A5082Ⅲ≤0.260.15～0.401.20～1.500.40～1.00<0.250.45～0.55<0.025<0.025<0.100.01～0.05
20MnMoNi55
德国A5082Ⅲ
0.17～0.230.15～0.301.20～1.500.50～1.00<0.200.40～0.55<0.012<0.015<0.12≤0.02
16MND5
法国A5082Ⅲ
≤0.200.10～0.301.15～1.550.50～0.80<0.250.45～0.55≤0.008≤0.008≤0.08≤0.01 SFVV3
日本A5082Ⅲ
0.15～0.220.15～0.351.40～1.500.70～1.000.06～0.200.46～0.64<0.003<0.0030.020.007
中国A5082Ⅲ≈0.190.19～0.271.20～1.430.73～0.790.06～0.120.48～0.51<0.009<0.0060.034～0.0700.005～0.05俄罗斯
15X2HMΦA
0.13～0.180.17～0.370.30～0.60 1.0～1.5 1.8～2.30.50～0.70≤0.025≤0.025≤0.150.30
俄罗斯
15X2HMΦA2A
0.13～0.180.17～0.370.30～0.60 1.0～1..2 1.8～2.30.50～0.70≤0.02≤0.02≤0.050.10～0.12注:俄罗斯钢号中的X、H、M、Φ分别代表Cr、Ni、Mo、V;A表示高质量钢,A2A表示改进型
3 反应堆压力容器材料的安全
反应堆压力容器是保证核电站安全和寿命的重要部件,故被定为规范一级、安全一级、质保核级(H级)、抗震类Ⅰ级的设备,即在正常、异常、紧急和事故工况下都能保证其可靠性和结构完整性,杜绝发生容器无延性断裂破损和放射性物质泄漏等事故。
对于压水堆核电站压力容器材料,引起“失效”或“事故”的原因虽然很多,但归结起来是脆性断裂、腐蚀、蠕变、疲劳或强度破坏等原因。因为压力容器内壁堆焊有不锈钢衬里和钢的蠕变温度(0.4T K(熔点))远高于运行温度(320℃),故能防止腐蚀和蠕变的危害。对于屈服变形、疲劳开裂和强度破坏,因有严格的设计要求并规定必须有应力分析和应力测试以及疲劳试验,所以通过计算可以预断和防止这类破坏[6-9]。
脆性断裂具有断裂前没有塑性变形、无任何预兆、在断裂应力低于屈服强度时裂纹失稳后即迅速扩展而断裂等特点。所以脆性断裂常常是难以预料的爆发性突然破坏,后果不堪设想,尤其是辐照脆化又增大了这种危险。所以压力容器的脆性断裂成为对反应堆安全最大的威胁[10-13]。从冶金学观点考虑,脆性断裂的根源在于钢的低温脆性、氢脆、蓝脆、延迟脆性和高温脆性等。其中除低温脆性外,它们都可以通过热处理或合金化的方法加以避免,而低温脆性(又称冷脆)则较难克服,因为它是体心结构钢固有的特征。
反应堆压力容器防脆断的检测方法目前主要有两种:转变温度法和断裂力学法。转变温度法常用于辐照后即在役期间判断压力容器的安危。断裂力学法仅在确定运行限制曲线和寿命末期或遇到异常情况及缺陷尺寸超过标准时用作评定分析。防止脆性断裂的根本途径是提高材料的韧性,即提高材料抗裂纹扩展的能力。
4 反应堆压力容器钢辐照脆化
反应堆在运行期间,压力容器钢强度升高,塑、韧性下降,尤其是屈服强度升高较快和均匀延伸率下降较大,故使材料变脆(称为辐照脆化)。大量研究表明[14],反应堆压力容器钢的主要脆化机制是辐照产生的稳定缺陷团、富Cu 沉淀和磷沉淀。稳定缺陷团随着注量和磷含量增加及辐照温度降低而增多,Cu 和Ni 对其影响较弱,但两者对富Cu 沉淀影响较大且在高注量下出现饱和,这些辐照缺陷周围应力场较大,使位错运动受阻而引起材料硬化和脆化[15]。
压力容器是决定核电站安全与寿命的重要部件,国内外对冶金和辐照规律以及两者的关系做了大量研究工作[16-18],实践经验表明[19-27],采取下列措施对提高钢的韧性和减小辐照效应是有利的。
(1)冶炼前严格控制原料中天然有害杂质(痕迹元素Sn 、Sb 、Bi 等)和辐照敏感元素(Cu 、P )是减小辐照脆化的主要途径。
(2)在浇铸前和浇铸时对熔融钢水进行真空处理,除去有害的气体,特别是氢。
(3)尽量减少氧和氮的含量,以便减少非金属夹杂物,提高钢的纯洁度,尽量减少钢中非合金化元素,尤其是硅,在冶炼过程中用适量铝脱氧以细化钢的晶粒(应保证晶粒度细于5级),但需注意Al/N 比,最好在1.2～1.8之间。
(4)大型钢锭在生产中难以避免元素的偏析和内部缺陷的存在,目前采用中间包芯杆吹氩真空浇铸技术核冒口加热剂技术可控制大钢锭的成分偏析和提高钢的纯净度,同时可使钢的无塑性转变参考温度下降40℃。
(5)镍对提高钢的强度、改善钢的可焊性和降低无塑性转变温度都是有益的,但钢中残余铜含量较高时,镍有增强铜对钢辐照脆化倾向的有害作用,且镍含量较高的材料经过辐照后所生成的物质放射性比较强;另外,在高中子注量时发生二阶段
的n 2
α反应,因此镍的含量不宜过高,取中上限为佳。(6)在满足强度要求下,碳含量尽量低,取中限较好,因为碳含量增加虽显著提高钢的强度,但也显著提高了钢的无塑性转变温度;锰既能提高钢的强度又能降低钢的无塑性转变温度,所以其含量取中上限较好。
(7)锻压比尽量提高(至少为3),如能达到等轴晶最好其晶粒微观组织如图1所示;优化热处理工艺,奥氏体化温度不宜过高,热处理组织最好是下贝氏体
。
图1 A5082Ⅲ钢贝氏体等轴晶粒微观组织图
Fig.1 The equiaxed grain microstrucrnre of A5082Ⅲ
b ainite steel
为了防止压力容器在役期间发生脆性断裂,通常在核电站
反应堆中必须安放辐照脆化随堆监督样管,以定期检验调整参考温度AR T (是反应堆辐照后压力容器服役时期的韧性指标)的变化,并以此不断修订开停堆的运行限制曲线。
5 反应堆压力容器未来发展对材料的要求
随着电力需要的不断增加以及能源结构的优化[28],我国大部分省市纷纷提出建造新的核电站,未来反应堆压力容器发展呈现以下特征。
(1)为提高发电效率而不断提高单堆机组输出功率[29],欧洲先进压水堆EPR 核电技术的单堆电功率达1550MW ,促使反应堆压力容器向大型化(压力容器直径和壁厚增大)方向发展。
(2)为提高反应堆压力容器的安全性而尽量减少组焊数量、连接部位的焊缝长度[30],西屋公司的先进非能动A P1000核电技术的反应堆压力容器采用上封头与上法兰联体铸造技术,从而要求反应堆压力容器向一体化方向发展。
(3)为提高核电站的经济性而要求反应堆压力容器寿命向60年迈进,美国的URD 、欧洲的EUR 等均要求反应堆压力容器寿命达到60年,从而对压力容器材料的性能提出了更高要求。
上述因素促使反应堆压力容器制造商在材料选择、冶炼、铸造、锻造、热处理、无损检测、在役辐照监督等方面加强研究攻关以适应未来反应堆压力容器发展的要求。
6 反应堆压力容器的制造现状
国际上反应堆压力容器材料大型锻件制造商主要有日本制钢所(J SW )、法国克鲁索、韩国斗山重工等。其中J SW 整体技术水平世界领先,2007年产锻件8.7万吨,它拥有600t 级钢锭制造能力,装备有2台300t 炼钢天车、100t 电渣重熔炉。法国克鲁索公司拥有空心钢锭制造技术,在筒形锻件制造上独占鳌头。斗山重工的生产能力世界最大,2007年生产锻件12万吨[31,32]。我国有3大重型机械厂,都拥有12000t 自由锻造水压机,可供生产核电压力容器大锻件之用。一重有生产船用小型反应堆设备的经验,二重有生产高压容器条件,上重曾为秦山一期核电站生产过压力容器锻件,他们在劳动生产率和技术水平上与国外先进水平之间差距正在缩小[33]。
7 反应堆压力容器材料国内外研究热点与存
在的问题
目前国内外反应堆压力容器研究热点主要集中在以下方面。
(1)由美国能源部倡导发起,在第4代核能系统国际论坛组
织下,第4代先进核能系统正朝着既定方向研究发展[34,35],其中作为关键技术之一的反应堆压力容器材料选择、设计、制造等一直都为研究的热点与焦点。
(2)随着20世纪六七十年代国外大规模建造的核电站运行时间接近设计寿命,目前急需反应堆压力容器寿期评估与延寿分析论证,国外有美国核管会、美国西屋公司等[36]、国内主要有
核工业728设计院、核动力设计院等[37]机构开展了这方面的工作,并已取得阶段性的研究成果。
目前国内反应堆压力容器材料存在的主要问题就是材料的制造国产化,特别是大型铸锻件的冶炼、机械加工方面的国产化。其中中国第一重型机械集团近年来在国家的大力支持下,
实施铸锻钢基地及大型铸锻件自主化改造项目,在能力水平上都瞄准了世界一流。项目建成后,一重将形成年产钢水50万吨、锻件24万吨、铸钢件6万吨的生产能力。届时,可一次提供钢水700t,浇注最大双真空钢锭600t,最大铸件500t,提供最大锻件400t。但完全自主化完成反应堆压力容器大锻件的制造尚有很多技术难点需要攻关。
8 结束语
根据国家核电的中长期发展规划,到2020年我国将建设45台压水堆核电机组,反应堆压力容器将向国产化、标准化、批量化制造的方向发展。希望本文对反应堆压力容器材料国产化的实现与未来发展方向的指引有一定的参考价值。
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(责任编辑 海 鹰)
压力容器
压力容器选材及工艺制定 张敏 （中国石油大学机电工程学院材料系材料科学与工程07-2）一、压力容器的服役条件 压力容器是一种焊接构件，广泛用于石油、化工、机械、热力等行业，运行条件苛刻，一旦破坏，后果极其严重。它承受的压力可由0.1MPa到100MPa以上，工作温度可在-200℃以下或是500℃以上；工作介质可以是酸性、碱性或其他腐蚀性介质。常导致下列几种失效： 1.脆性断裂大部分发生在较低温度，在焊接缺陷、 内部缺陷或应力集中处产生。 2.过量的塑性变形在高温下的压力容器发生蠕变或 工作压力过高引起容器局部过量的塑性变形。 3.低周疲劳在循环载荷作用下，由于工作应力往往 在局部地方超过材料屈服强度，使压力容器产生较 大的反复塑形变形，导致最后发生破坏。 4.应力腐蚀在应力和引起应力腐蚀介质的共同作用 下，产生腐蚀裂纹而导致压力容器破坏。 5.氢腐蚀破坏在具有一定压力的氢和温度共同作用 下，氢和钢的碳反应生成甲烷而形成氢腐蚀裂纹导 致容器破坏。 对压力容器用钢的要求是具有足够强度、韧性和塑形，又有良好的冷
热加工性能和焊接性能；对于在腐蚀介质条件下工作的压力容器，又必须具有相应的耐蚀性和抗氢能力；在高温下工作的容器必须保证组织稳定；在低温下工作的容器要保证在工作温度下有足够的韧性。二、压力容器的技术要求 压力容器的用途极广，工作条件也千差万别，因此在容器的设 计过程中正确地选择材料是一件极为复杂而又特别重要的工作。很多压力容器造成事故的重要原因之一就是选用材料不当。例如，采用焊接性差的钢材焊制压力容器时，就容易在焊接接头中产生裂缝；有些镍铬不锈钢的压力容器，常因钢号或成分选用不当，在使用中发生晶间腐蚀、应力腐蚀等形式的破坏；选用铁素体钢制造低温压力容器时，如钢的转变温度高于容器的工作温度，则容器工作时就容易发生脆性破坏。所以，在选择压力容器用钢时，必须根据容器的工作条件(如 壁温、压力、介质腐蚀性、介质对材料的脆化作用及其是否易燃、易爆、有毒等)选择具有合适力学性能、物理性能和耐腐蚀性能的材料，所选用的材料还必须考虑加工工艺的影响(可焊性、是否便于加工)，并考虑其经济合理性及来源等情况。 对于压力容器的设计者，充分了解各种材料的性能(物理性能、力学性能等)以及影响材料性能的各种因素是十分必要的。 （一）材料的性能 1．力学性能
压力容器用钢
压力容器用 钢 、钢材的机械性能材料在外力作用下表现出来的特性叫作材料的机械性 能，也称为力学性能。钢材的重要机械性能指标有: 1. 强度—物体在外力作用下， 抵抗产生塑性变形和断裂的特性。常用的特性指标有屈服极限CT s和强度极限ab，系由拉伸试验获得。1屈服极限材料承受载荷时，当载荷不再增加而仍继续 发生塑性变形的现象叫做“屈服”。开始发生屈服现象'即开始出现塑性变形时的 应力叫做“屈服极限”或“屈服点”。工程上取试样发生0.2 残余变形时的应力 值作为条件屈服极限，通常称为屈服强度Uo.z. 在拉伸试验中，屈服强度是试样在 拉伸过程中标距部分残余伸长达到原标距长度的0.2 帕时的负荷除以原横截面积 的商，单位为MPa. —般说来，材料是不允许在超过其Idl服点的载荷条件下工作 的。2 强度极限材料抵抗外力破坏作用的最大能力称为强度极限。钢材的强度极 限是试样在拉断前所承受的最大应力即抗拉强度Sb,单位为IvIPa 。工程上希 望金属材料不仅具有较高的。，而且具有一定的屈强比a SQ b o 屈强比愈小，结 构零件的可靠性愈高。但屈强比太小，则材料的有效利用率太低。因此，一般希望 屈强比高一些，碳素钢为0.6 左右，低合金高强度钢为0.650.75 ，合金结构钢 为。.85 左右。2. 塑性—指材料在外力作用一下产生塑性变形而不破坏的能力， 用延伸率6及断面收缩率冲来表示，其数值由拉伸试验获得。延伸率以试样拉断 后的总伸长与原始长度的比值百分率来度量，其数值与试样尺寸有关. 为了便于 比 较，必须采用标准试样，规定试样的原始长度与原始直径的比例关系。8。或6 。表示试样计算长度为其直径的5或10倍时的延伸率b。小于Ss。断面收缩率以试样拉断后断面积的缩小量与原始截面积之比值的百分率来度量。塑性良好的材料可以顺利地进行某些成型工艺，如冷冲压、冷弯曲等。其次，良好的塑性可使 零件在使用过程中万一超载也不致突然断裂。压力容器的主要零部件都是承压的，
反应堆压力容器结构完整性分析(728贺寅彪)
反应堆压力容器结构完整性分析方法研究 贺寅彪曲家棣窦一康 上海核工程研究设计院核电厂设备评估与寿命工程技术中心 200233 摘要:本文依据法规要求和国外的研究成果，对压水堆核电厂反应堆压力容器结构完整性研究分析方法进行阐述。以典型的承压热冲击分析，作为考查在役反应堆压力容器断裂韧性抵抗快速断裂的能力及其安全裕度储备。研究工作考虑和比较了不同的裂纹尺寸、不同的裂纹类型和不同的PTS瞬态的情况，进而确定该RPV在哪种裂纹和哪种瞬态下最危险。热弹性和热弹塑性的两种材料模式运用于RPV的应力计算，分析中考虑了不锈钢堆焊层对断裂分析的影响。 关键词:反应堆压力容器承压热冲击结构完整性表面裂纹和深埋裂纹 1 引言 1970年美国核管会的管理导则R.G 1.2（现已废止）认为反应堆压力容器（RPV）应能承受大破口失水事故下最严重的热冲击。在这类过冷瞬态下，冷却剂（室温）在几秒内淹没反应堆压力容器，并迅速冷却器壁，壁厚的温差引起热应力，使内表面呈受拉状态。此时内压引起应力可不予考虑，因为在大破口失水时系统呈低压状态。 1978年美国加利福尼亚的Rancho Seco核电厂的非失水事故表明，在某类过冷瞬态中，迅速降温可能伴随主系统的重新打压，它与热应力的效应组合，在内壁产生较高的拉应力。但只要容器有足够的断裂韧性，这样的瞬态是不会引起容器的失效。可是，随着核电厂运行接近寿期末，由于快中子辐照导致带区的断裂韧性下降，此时严重的PTS事件就可能引起内表面附近的缺陷贯穿壁厚，根据事故的发展，这样的贯穿裂纹（TWC）可能导致堆芯熔化。 Rancho Seco事件后，美国NRC将PTS定为未解决的安全问题，组织研究机构和核电厂对PTS效应进行大规模研究。在此基础上，NRC和联邦法规相继制订了R.G 1.154[1]和10CFR 50.61[2]，要求对预期在寿期末不满足鉴别准则（Screening criterion）的核电厂进行PTS专项分析，内容涉及电厂特定PTS 瞬态的热工水力分析、确定性断裂力学分析和概率断裂力学分析，当裂纹贯穿的概率小于5 10-6/堆年，认为该容器的安全裕度仍有保证。
反应堆压力容器参数及专用工具
Table 5C.1-5 Component Data Reactor Vessel Design (Approximate Values) Design pressure (psig) 2485 (17.13 MPa gauge) Design temperature (°F) 650 (343.3°C) 40 (12.2 m) Overall height of vessel and closure head, bottom head outside diameter to outside top of upper head (ft.) Number of reactor closure head studs 45 Diameter of reactor closure head/studs, (in.) 7 (177.8 mm) Outside diameter of closure head flange (in.) 188 (4.78 m) Inside diameter at shell (in.) 157 (3.99 m) Inlet nozzle inside diameter (in.) 22 (0.56 m) Outlet nozzle inside diameter (in.) 31 (0.79 m) DVI nozzle inside diameter (in.) 6.81 (173mm) Clad thickness, nominal (in.) 0.22 (5.59 mm) Lower head thickness, minimum (in.) 6 (152.4 mm) Vessel beltline thickness, minimum (in.) 8 (203.2 mm) NI Appendix 5C.1 RPV and Internals R1.doc 5 September 2005 5C.1-31
压力容器选用材料学习资料共21页
铬钼钢是压力容器常用钢之一，它广泛用于炼油、化工及各类加氢装置和重整装置中的临氢设备上，具有优异的抗氢腐蚀性能和良好 的高温强度，是高温高压容器壳体和封头的首选材料。是目前世界上广泛使用的热强钢和抗氢钢。由于在低碳钢中加入了Cr、Mo 等合金元素，大大提高了钢的综合性能。如具有良好的高温力学性能、抗高温氧化性能、抗腐蚀性能、良好的韧性、工艺 性能和可焊性，故被广泛用于制造石油化工、煤转化、核电、汽轮机缸体、火电等使用条件苛刻、腐蚀介质 珞钼钢特性： 1.耐热性金属材料抵抗高温氧化能力，称耐热性或抗氧化性。它要求钢材在中、高温条件下金相组织稳定，否则就可能产生石墨化现象。如碳素钢在425℃以上，C-0.5Mo 钢在475℃以上长时间使用时，钢中的渗碳体会自行分解析出碳原子，产生石墨化，金属材料的脆性急剧增大。此外，耐热钢还要求钢材具有较高的高温持久强度和蠕变极限。而含有热稳定好和强碳化物形成元素Cr、Mo、V 的铬钼钢，可提高渗碳体的分解温度，阻止石墨化的发生，从而提高钢材高温持久强度极限和蠕 变极限。 2 抗氧化性 金属材料因吸收氢而导致塑性降低、性能恶化的现象称为氢损伤，也可以称为氢脆。酸洗、电解或腐蚀反应产生的氢，金属凝固后内 部残存的氢，以及介质环境中的氢都可能被材料吸收而扩散至内部引起氢脆。氢损伤可以导致多种形式的材料失效，如氢鼓泡、氢致脆性开裂、高温氢腐蚀等。对于石化行业中的临氢容器，选用铬钼钢主要是为了防止高温氢腐蚀。 3.回火脆性
这里所谈的回火脆性是指钢材长期在某一温度范围内操作而产生的冲击韧性下降（韧脆转变温度升高）现象。Cr-Mo 钢的回火脆性在370℃~595℃的温度范围内，接近这个温度范围的上限时，脆化速度高，接近这个温度下限时，脆化发缓慢。炼油工业中的加氢反应器等临氢压力容器就正好长期操作在这一温度范围内，这一现象引起人们极大的关注。脆化材料和非脆化材料的差别，仅表现在缺口冲击韧性和韧脆转变温度的不同，而拉伸性能无明显的差别。回火脆化的程度一般是靠韧脆转变温度的升高来表现的。回火脆化对上平台冲击功仅有轻微的影响。 大量的试验表明，在压力容器常用的Cr-Mo 钢中，含Cr 量为2%～3%的Cr-Mo 钢回火脆化倾向最严重。 在P(磷)、Sb（锑）Sn（锡）As（砷）微量不纯元素含量高的情况下，脆化倾向特别显著，多量的Si 和Mn 对脆化具有促进作用。 压力容器用钢材料(2) 材料是构成设备的物质基础，决定压力容器安全性的内在因素是结构和材料性能，外在因素是载荷、时间和环境条件。因此选择合适的材料是压力容器质量保证的一个重要环节。为使压力容器在全寿命周期内安全可靠地运行，设计师不但要了解原材料性能，而且要了解制造工艺、使用环境和时间对材料性能的影响规律。 一、我国钢材的生产现状 近年来，随着我国发展阶段和经济结构的变化，钢材消费结构发生了很大变化，与之相适应，我国钢铁产品生产结构也有明显改变。板带材比重呈持续增加趋势，长材比重则持续下降。尤其是近五年来，由于钢铁新建项目以板带材为主，板带材产量一直保持较高增长速度，板带比明显提高。 我国铁矿资源的探明储量为400多亿吨，仅次于俄罗斯（1100亿吨），巴西（800亿吨），居世界第三位。但是富矿较少而贫矿居多。我国铁矿资源分布普遍，除上海、
反应堆材料(题库)
１反应堆分类：按中子能量分按形势分按燃料分：按冷却剂慢化剂分：按用途分： ２压水堆的组成：3一回路系统：二回路系统内有 ４压水堆堆堆芯设计要求：５压水堆本体结构： 6.压水堆堆芯结构： ７燃料管理分区布置及富集度：1区：；2区；3区 可燃毒物组件的结构和作用： ８反应堆压力容器的作用９压力容器选材原则： １０反应堆压力容器压力容器本体结构：反应堆容器顶盖结构： １２压力容器失效形成延性断裂：脆性断裂：１３堆内结构的定义： １４堆内构件的主要功能：１５下部支撑结构的组成： １６热屏蔽的原因方法改进：１７上部支撑结构的作用和组成作用： １８核燃料组件结构：１９燃料元件棒组成：燃料芯块结构特点： ２０燃料芯块的氢脆效应原因：２１核燃料组件“骨架”结构： ２２控制棒组件：２３星型架： ２４控制棒组件的材料：黑棒（吸收剂棒）：灰棒（不锈钢棒）：黑棒束：灰棒束： ２４.１堆芯相关组件包括：每一种组件都包括： ２５中子源组件主要作用：初级中子源组件特点：次级中子源组件特点： ２６阻力塞组件作用：２７控制棒驱动机构组成： ２８控制棒驱动机构采用三线圈电磁步进式，其优点：弹棒事故： ２９控制棒驱动机构运行说明：提升：下降： ３０沸水堆结构特点（与压水堆相比）：３１沸水堆反应堆壳体内装有组件： ３２沸水堆控制棒的结构特点：３５ CANDU与 PWR堆芯设计差别： 33高温气冷堆的涂敷颗粒：ＢＩＳＯ颗粒：ＴＲＩＳＯ颗粒： ３６反应堆内辐照来源：３７γ射线与物质作用原理： ３８中子辐照损伤原理： 热中子与固体物质相互作用：快中子与固体物质相互作用： ３９什么是核燃料：核燃料的基本要求：常用的是固体燃料，包括：金属型燃料：陶瓷型燃料：４０慢化剂设计要求：常用类型：４１冷却剂的功用，性能要求：常用的液态冷却剂有 ４２结构材料分类： ４３比较几种包壳材料特点和应用领域： （铝镁及其合金）（锆合金）（不锈钢） ４４控制材料的要求：常用的控制材料是 1
最新压力容器常用材料的基本知识
压力容器常用材料的 基本知识
压力容器常用材料的基本知识 1、压力容器用钢板选用时应考虑： ①设计压力；②设计温度；③介质特性；④容器类别。 2、从材料力学性能来说，升温等效于升压，降温将导致钢材的脆性增加。 3、对同一种材料来说，随温度和板厚的增加，其许用应力则降低。因而当容器 壳体的名义厚度处于钢板许用应力变化的临界值时，应考虑此问题。如处于16mm的Q235-B、Q235-C和16mm、36mm的Q345R都会发生许用应力跳档现象。 4、钢材的强度和塑性指标可通过拉伸试验和冷弯试验（室温下进行）获得。 5、板材供货时薄板以热轧状态供货，厚板以正火状态供货（因强度和韧性下 降）。 6、压力容器用钢板当达到一定的厚度时，应在正火状态下使用，即使用正火 板，如用于壳体厚度＞30mm的Q345R钢板必须要求正火状态下供货和使用。需注意：正火仅对板材而言，而非整体设备。（热轧板呈铁红色，正火板呈铁青色）。 7、压力容器用钢与锅炉用钢类同，首先要保证足够的强度，还要有足够的塑 性，质地均匀等。因此，必须选用杂质(S、P)和有害气体含量较低的碳素钢和低合金钢，均为镇静钢。且为保证受压元件材料的焊接性能,一般须控制材料的含碳量≤0.25%。材料的含碳量升高，则其冲击韧性下降，脆性转变温度升高，在焊接时容易产生裂纹。 8、低合金钢的机械性能、耐腐蚀性、耐热性、耐磨性等均比碳素钢有所提高， 其中最常用的是：Q345R。它不仅S、P含量控制较严，更重要的是要求保证足够的冲击韧性，在材料验收方面也比较严格。因此其使用压力不受限制，使用温度上限为475℃，下限为-20℃。板厚为3～200mm。是应用很广的材料。 9、Q345R(GB713-2008，代替原16MnR)的使用说明： ①、Q345R的适用范围是：使用压力不限、使用温度为-20～475℃。 ②、 Q345R用作压力容器壳体的板厚＞30mm时，则容器需焊后作退火 热处理，热处理的温度为600～650℃；若焊前预热至100℃，则板厚 可提高至34mm。 ③、Q345R钢板一般是以热轧状态供货；当板厚＞30mm时，为保证塑 性和韧性，一般采用正火板，且逐张钢板应超声波检测，Ⅲ级合格。
AP1000反应堆压力容器安装技术研究
AP1000反应堆压力容器安装技术研究 发表时间：2018-01-09T15:14:58.353Z 来源：《基层建设》2017年第27期作者：孙瀚 [导读] 摘要：本文通过对三门核电一期工程AP1000堆型反应堆压力容器的安装施工中质量控制管理进行的系统的技术管理总结，为后续 AP1000核电站RPV安装施工的质量管理、控制提供参考和借鉴。 中国核工业第五建设有限公司上海 201512 摘要：本文通过对三门核电一期工程AP1000堆型反应堆压力容器的安装施工中质量控制管理进行的系统的技术管理总结，为后续AP1000核电站RPV安装施工的质量管理、控制提供参考和借鉴。 关键词：AP1000核电，RPV，反应堆压力容器，质量管理，技术总结 1、RPV安装工程综述 反应堆压力容器RPV就位于核岛11厂房核心位置CA04桶体内部，压力容器桶体安装后顶部标高为107′-11″，压力容器桶体净重约273.5T，最大外形尺寸为：6454.6mm×6380.4mm×10256.8mm，核安全1级、抗震1级、质保QA1级，其RPV内部清洁等级B级，外侧清洁等级C级。 2、RPV安装施工及质量控制难点 2.1现场环境要求高 三门核电站AP1000堆型其重要和区别于成熟核电站的“开顶法”施工特色，所有设备安装处于露天状态，而三门地处江南湿润的海边气候，湿气重，空气凝结快，导致RPV就位安装环境相对较差，成品保护难度和成本加大。 2.2 吊装就位难度大 RPV设备本体重量达282.8T，吊装整体重量为405.9T，由于CV4环以及临时顶盖已经就位，其吊装整体高度达到52.85mm，且海边风速大，而RPV吊装的安全风速应小于8.89m/s，天气因素对于RPV吊装限制较大。 3、关键工序技术工艺 3.1 RPV吊装就位 其吊装全程主要分为以下几个阶段：A 压力容器翻转场地的处理和和准备；B 吊装先决条件检查确认；C 专用吊具与吊耳的连接并验收合格；D 设备翻转竖立；E 设备试吊；F 压力容器与J-SKID分离；G 吊车起吊；H 吊车回转；I 吊车变幅、落钩；J 吊装设备就位；K 吊车摘钩。 3.2 RPV支撑热板加工、安装 根据设计图纸要求，压力容器支撑热板需要根据现场实测数据进行相应的精加工，以满足热板安装要求。 RPV调整后，根据图纸进行6个位置点的数据测量工作，并记录作为加工量计算依据。按照公式：B1=D-A 计算热板实际需要的厚度。其中： B1——热板加工后实际需要的厚度； D ——压力容器调整满足设计要求后，压力容器管嘴支撑垫与支撑垂直方向间隙D1~D6； A ——压力容器支撑底部耐磨板的厚度； 热板加工余量△B=B-B1，其中：B——热板设计到货厚度； 如果△B＞0，需要对压力容器热板进行相应差值的机加工；若△B＜0，则需要在压力容器上增加相应差值厚度的垫片以满足安装要求。 实际测量间隙数据与热板到货后计算数据显示，△B＞0，对热板进行了相应的机加工操作，并做好相应记录文件。热板加工完成后，吊起压力容器，将调平螺栓拧入压力容器支撑孔中，在调平螺栓上安装扳手螺母，并用专用扳手将扳手螺母适度拧紧。在压力容器支撑上放置道木，缓慢将压力容器放置于道木上，道木规格采用200mm×200mm×780mm。 将热板安装至相应的位置，一个方向热板安装时，其余3个方向的压力容器支撑上放置道木，此时压力容器重量绝大部分由2600T吊车承载，3个方向道木承载约10T重量。 3.3 RPV底部耐磨板安装调整 RPV底部耐磨板安装主要控制参数为75%以上接触面积施工工艺的实现。其技术方法在RPV支撑安装施工中已经得到突破性进展和实质性的成功，参考其施工工艺技术和控制方法，具体实施如下： 在耐磨板下表面涂抹红色着色剂，将耐磨板与热板完全接触，检查接触面积并计算未接触面积数值。若达不到75%，则采用刮刀或者油石配合轻质油修磨热板接触面积上的凸点部分，重复操作直到接触面积大于75%，同时其着色部位均匀分布。 用丙酮溶液清洗热板和耐磨板着色表面，干燥后，在耐磨板表面涂抹干膜润滑剂AE100，将耐磨板安装于热板上。耐磨板的安装固定根据图纸要求采用7个规格为1.000-8UNC-3A×3.00LG的内六角螺钉固定，拧紧后确保内六角螺钉的顶端不能超过耐磨板上表面，安装内六角螺钉时在其螺纹部分涂抹螺纹锁固剂LOCATITE242或者243，确保安装符合设计要求。 待所有的内六角螺钉安装完毕后，利用内六角螺钉上已经钻好的导向孔，在耐磨板上钻直径为：Φ3.2mm，深度9.6mm的孔。根据现场实际操作空间位置评估并通过WEC设计方评估，其发布设计变更文件，将内六角螺钉弹簧销的数量连接位置减少为3个，分别将两侧内部2个，共计4个内六角螺钉上弹簧销取消。只进行外侧3个内六角螺钉上弹簧销的安装固定。弹簧销安装完毕后的顶部应与内六角螺钉顶部齐平，配合去耐磨板安装要求。 3.4 RPV最终精度调整 吊运压力容器就位于耐磨板上，复测其压力容器标高和水平度。如果RPV热段管嘴中心超出设计要求，则需要继续修磨热板；如果热段中心标高低于设计要求，则需要在热板和耐磨板之间增加相应垫板已达到设计安装要求。 RPV最终精度调整中，首先进行其方位对中调整，通过调整垫铁调整其冷端管嘴中心线与压力容器支撑中心线对中，允许公差为：±1.5mm。同时记录压力容器管嘴支撑垫侧面与支撑之间侧向间隙，为后续侧部耐磨板安装和间隔板加工提供数据。 再次对压力容器标高、水平度、轴线进行复测，使其满足设计图纸的精度要求，形成测量报告文件，进行质量验收。
核反应堆及发展
核反应堆的类型 核电站中的反应堆设计具有多样性，也就是说，核反应堆具 有不同类型，相应形成不同的核电站。可以利用下列三个特点表征不同类型的反应堆。第一，所用的核燃料可以是天然铀或浓缩铀、钚或钍；第二，使用不同类型的冷却剂，可以是水、二氧化碳、氦气或钠；第三，用于控制链式反应中释放的中子能量的慢化剂，可以是石墨、重水或轻水（即普通水）。 下面就是迄今国际上核电站常用的4种核反应堆型。 压水堆是以加压轻水作为慢化剂和冷却剂，且水在堆内不沸 腾的核反应堆。目前以压水堆为热源的核电站，在核电站机组数量和装机容量方面都处于领先地位。 沸水堆是以沸腾轻水为慢化剂和冷却剂并在反应堆压力容 器内直接产生饱和蒸汽的核反应堆。沸水堆与压水堆同属轻水堆，都具有结构紧凑、安全可靠、建造费用低和负荷跟随能力强等优点。它们都需使用低富集铀作燃料。以沸水堆为热源的核电站在未来市场中仍将占有显著的地位。 重水堆是以重水作为慢化剂，轻水或重水作为冷却剂的核反应堆，可以直接利用天然铀作为核燃料。重水堆分压力容器式和压力管式两类。重水堆核电站是发展较早的核电站，但已实现工业规模的只有加拿大发展起来的坎杜型压力管式重水堆核电站。
快堆是由快中子引起链式裂变反应的核反应堆。快堆在运行中既消耗裂变材料，又生产新裂变材料，而且所产可多于所耗，能实现核裂变材料的增殖。专家预计，快堆未来的发展将会加快起来。 前景看好的快堆 现在世界上所运行的绝大多数反应堆是热中子堆，或者说是非增殖堆型，利用的只是铀-235，而天然铀将近99.3%是难裂变的铀-238，所以这些堆型对铀资源的利用率只有1％~2％。但在快堆中，铀-238原则上都能通过核反应转变成易裂变的钚-239而得以使用。即使考虑到各种损耗，快堆总体上可将铀资源的利用率提高到60％~70％，也可使核废料产生量得到最大程度的降低，实现放射性废物最小化。 具体点说，在堆芯燃料钚-239的外围再生区里放置铀-238，通过钚-239产生的裂变反应时放出来的快中子，使铀-238吸收一个中子后，发生连续两次β衰变后，铀-238很快被转变成钚-239，同时产生了能量，如此核反应下去，能够源源不断地将铀-238转变成可用的燃料钚-239。因为快堆再生速度高于消耗速度，即所生成的钚-239比消耗的铀-235来得多，如此核燃料越烧越多，快速迅速增殖起来，因此这种反应堆又称“快中子增殖堆”。除了现行的钠冷快堆外，还在发展气冷快堆、铅冷快堆等。 早在1951年，美国就建造了实验快中子堆。现阶段，基本掌握快中子堆技术的国家有美国、法国、日本、俄罗斯、印度和中国等。中国核工业集团公司2010年7月21宣布：由中核集团中国原子能
锅炉用材料
第15章锅炉及压力容器常用钢材 15.1. 锅炉及压力容器对钢材性能的要求 按工作条件分为两大类： 一、用以制造室温及中温承压元件的钢板与钢管 具有特点： 1有较高的室温强度 通常以屈服极限 σs和强度极限σb为设计依据，要求有较大的σs和σb良好的韧性性能 材料需具有足够的韧性防止脆性断裂，在考虑强度的同时也不能忽略韧性， 表示。 (1)材料的韧性通常用冲击韧性值 αk 压力容器用钢的冲击韧性要求 2） 冲击韧性值 αk（N·m/cm 20℃-40℃ >=60>=35 (2)还需要考虑时效韧性 时效就是钢材经冷加工变形后，在室温或较高温度下，冲击韧性随时间变化。通常在200-300℃，冲击韧性值显著降低。一般要求下降率不超过50%。 由于容器断裂过程包括在缺陷处形成裂纹和裂纹扩散两个阶段，相应两种防止断裂方法（1）选用具有足够韧性的钢材以防止裂纹产生，要求如上表所示 （2）选用韧性更高的材料，以求在裂纹产生后能够阻止裂纹扩展。（要求温度比无塑性转变温度 一半时，要高17℃NPT高一定数值，例如元件的设计应力为屈服极限σ s 3较低的缺口敏感性 制造过程中，开孔和焊接会产生局部应力集中，要求材料有较低的缺口敏感性，以防止产生裂纹 4良好的加工工艺性能和焊接性能 由于焊接热循环作用，会 （1）降低热影响区材料的韧性、塑性 （2）在焊缝内产生各种缺陷 其中（1）、（2）均会产生裂纹 在选材料时需考虑 （1）材料中碳的当量值（保证材料具有较好的可焊性） （2）适当的焊接材料和焊接工艺 （3）材料具有良好的塑性（碳钢和碳锰钢 δs不低于16%，合金钢δs不低于14%） （4）良好的低倍组织 （5）钢材的分层、非金属夹杂物、气孔、疏松等缺陷尽可能减少（防止裂纹的产生） 二、用以制造高温承压元件的钢管 1具有足够的蠕变强度、持久强度和持久塑性 通常以持久强度为设计依据，保证在蠕变的条件下安全运行
压水堆核电站组成资料
压水堆核电站组成 上一条新闻核安全名词解释下一条新闻核电站的控制调节与安全保护 enterlsb转载|栏目：电力规范| 2007-08-06 23:12:09.42 | 阅读433 次 压水堆核电站由压水堆、一回路系统和二回路系统三个主要部分组成。 2-1 压水堆主要部件 2-1-1 堆芯 堆芯结构是反应堆的核心构件，在这里实现核裂变反应，核能转化为热能；同时它又是强放射源。因此堆芯结构的设计是反应堆本体结构设计的重要环节之一。 压水堆堆芯由若干个正方形燃料组件组成，这些组件按正方形稠密栅格大致排列成一个圆柱体。用富集度为2%—4.4%的低富集铀为燃料。所有燃料组件在机械结构和几何形状上完全一致，以简化装卸料操作和降低燃料组件制造成本。燃料组件采用17×17根棒束，其中除少数插花布置的控制棒导向管外都是燃料棒。棒束外面无组件盒，以减少中子俘获损失和便于相邻组件水流的横向交混。图2—1（a）表示压水堆堆芯横剖面图，图2—1(b)表示压水堆燃料组件。 图2-1(a) 压水堆堆芯横剖面图
图2-1(b) 压水堆燃料组件 燃料棒的芯体由烧结的二氧化铀陶瓷芯块叠置而成。烧结二氧化铀的耐腐蚀性、热稳定性和辐照稳定性都好，能保证为经济性所要求的>50000MW.d/tu的单棒最大燃耗深度。燃料棒包壳采用吸收中子少的锆合金以降低燃料富集度。燃料棒全长2.5—3.8M，用6—11个镍基合金或锆合金制的定位格架固定其位置。定位格架燃料组件全长按等距离布置以保持燃料棒间距并防止由水力振动引起的横向位移。 堆芯一般分为三区，在初始堆芯中装入三种不同富集度的燃料，将最高富集度的燃料置于最外区，较低富集度的两种燃料按一定布置方式装入中区和内区，以尽量展平中子通量。第一个运行周期由于全部都是新燃料而比后备反应性在运行周期间将随着可燃物的消耗逐渐释放出来。第一个运行周期的长度一般为1.3—1.9年。以后每年换一次料，将1/3或1/4堆芯用新燃料替换，同时将未燃尽的燃料组件作适应的位置倒换以求达到最佳的径向中子通量分布，倒换方案由燃料管理设计程序制定。通常将新燃料装入最外区，将辐照过的燃料移向中心，称由外向内换料方案。由于辐照过燃料组件的放射性水平极高，所有装卸料操作均在水屏蔽层以下进行。为换料一般需要停堆3—4周，可利用这个时间进行汽轮发电机组及其它设备的检修，压力容器和蒸汽发生器在役检查工作。 为了确保燃料元件的安全，在运行中要严格限制核电站的负荷变化速率〈每分钟5%额定功率〉，用化学与容器控制系统和取样系统对冷却剂水质进行净化，PH值、氧、氢、氯、氟、硼、酸、锂-7等含量的控制及监测，并加强对燃料包壳完整性的监督。 2-1-2 控制棒组件
最新压力容器材质选用及安全技术
压力容器材质选用及 安全技术
压力容器材质选用及安全技术 加入日期:2008-8-13 | 来源:程力压力容器 第一节材料的选用 压力容器的用途极广，工作条件也千差万别，因此在容器的设计过程中正确地选择材料是一件极为复杂而又特别重要的工作。很多压力容器造成事故的重要原因之一就是选用材料不当。例如，采用焊接性差的钢材焊制压力容器时，就容易在焊接接头中产生裂缝；有些镍铬不锈钢的压力容器，常因钢号或成分选用不当，在使用中发生晶间腐蚀、应力腐蚀等形式的破坏；选用铁素体钢制造低温压力容器时，如钢的转变温度高于容器的工作温度，则容器工作时就容易发生脆性破坏。所以，在选择压力容器用钢时，必须根据容器的工作条件(如壁温、压力、介质腐蚀性、介质对材料的脆化作用及其是否易燃、易爆、有毒等)选择具有合适力学性能、物理性能和耐腐蚀性能的材料，所选用的材料还必须考虑加工工艺的影响(可焊性、是否便于加工)，并考虑其经济合理性及来源等情况。 对于压力容器的设计者，充分了解各种材料的性能(物理性能、力学性能等)以及影响材料性能的各种因素是十分必要的。 一、材料的性能 1．力学性能 材料在一定温度条件和外力作用下，抵抗变形和断裂的能力称为材料的力学性能。压力容器用材料的常规力学性能指标主要包括强度、硬度、塑性和韧性等。 (1)强度是指金属材料在外力作用下对变形或断裂的抗力。强度指标是设计中决定许用应力的重要依据，是材料抵抗外力作用能力的标志。常用的强度指标有屈服强度σs或σ0．2和抗拉强度σb，高温下工作时，还要考虑蠕变极限σn和持久强度σD，设计中许用应力都是根据这些数值决定的。另外，材料的屈强比(σs／σb)也是反映材料承载能力的一个指标，不同材料具有不同的屈强比，即使是同一种材料，其屈强比也随着材料热处理情况及工作温度的不同而有所变化。 (2)塑性是指金属材料在断裂前发生塑性变形的能力。塑性指标主要有伸长率δ、断面收缩率φ、冲击韧性ak等。用塑性好的材料制造容器，可以缓和局部应力的不良影响，有利于压力加工，不易产生脆性断裂，对缺口、伤痕不敏感，并且在发生爆炸时不易产生碎片。作为化工容器用的钢，要求伸长率δ不低于14％，冲击韧性ak在使用温度下不低于35J／cm2。 (3)韧性是指金属材料抵抗冲击负荷的能力。韧性常用冲击功Ak和冲击韧性值ak表示。Ak值或ak 值除反映材料的抗冲击性能外，还对材料的一些缺陷很敏感，能灵敏地反映出材料品质、宏观缺陷和显微组织方面的微小变化。而且Ak对材料的脆性转化情况十分敏感，低温冲击试验能检验钢的冷脆性。 表示材料韧性的一个新的指标是断裂韧性，它是反映材料对裂纹扩展的抵抗能力。 (4)硬度是衡量材料软硬程度的一个性能指标。硬度试验的方法较多，原理也不相同，测得的硬度值和含义也不完全一样。最常用的是静负荷压入法硬度试验，即布氏硬度(HB)、洛氏硬度(HRA，HRB，HRC)、维氏硬度(HV)，其值表示材料表面抵抗坚硬物体压入的能力。而肖氏硬度(HS)则属于回跳法硬度试验，其值代表金属弹性变形功的大小。因此，硬度不是一个单纯的物理量，而是反映材料的弹性、塑性、强度和韧性等的一种综合性能指标。 材料力学性能的各因素之间是相互联系又相互制约的。有些材料强度较高，但它的伸长率及冲击韧性却很低。因此，选材时不能只看其单一的性能指标，而应对材料力学性能的诸因素作全面分析。 2．物理性能 在容器设计中，应注意到材料的物理性能。例如，在计算容器的温差应力时，就要用到材料的线胀系数α；在设计换热器及计算容器外壳热损失时，还要用到材料的热导率入等。因此，材料的使用场合不
压水堆核电站反应堆压力容器金属材料概述
压水堆核电站反应堆压力容器金属材料概述压水堆核电站反应堆压力容器是在高温、高压流体冲刷和腐蚀，以及强烈的中子辐照等恶劣条件下运行的，因此ASME规范第Ⅺ卷要求，反应堆压力容器应采用优质材料、严格制造工艺、完善的试验和检查技术，且在服役期间必须定期进行检查。 1.反应堆压力容器结构和作用 功率在1000MW及以上的普通压水堆核电站反应堆压力容器设计压力高达17MPa，设计温度在350℃左右，直径近5m，厚度超过20cm，有的单件铸锭毛重达500多吨，设计寿命至少要求40年。因为其体积庞大，不可更换，所以压力容器的寿命决定了核电站的服役年限。压水堆压力容器是由反应堆容器和顶盖组成，前者由下法兰(含接管段)、简体和半球形下封头组焊而成，顶盖由半球形上封头和上法兰焊接组成(或者为一体化顶盖)。上下法兰面之间用两道自紧式空心金属(高镍耐蚀合金Im718或18—8钢)“0”形环密封。为了避免容器内表面和密封面腐蚀，在压力容器内壁堆焊有大于5mm厚的不锈钢衬里。为防止外表面腐蚀，压力容器外表面通常涂漆保护。 2.反应堆压力容器材料的发展史 压水堆反应堆压力容器材料一般都是在工程上成熟的材料基础上改进而成的。美国第一代压水堆核电站反应堆压力容器材料用的是具有优良工艺稳定性、焊接性和强度较好的锅炉钢A212B(法兰锻件为A350LFs)，由于A212B钢淬透性和高温性能较差，第二代改用Mn-Mo 钢A302B (锻材为A336)，该钢中的Mn是强化基体和提高淬透性的元素，它能提高钢的高温性能及降低回火脆性。随着核电站向大型化发展，压力容器也随之增大和增厚，A302B钢缺口韧性差的不足就逐渐显露出来，为保证厚截面钢的淬透性，使强度与韧性有良好的配合，20世纪60年代中期又对A302B钢添加Ni，改用淬透性和韧性比较好的Mn-M-Ni钢A533B (锻材为A508一Ⅱ钢)。并以钢包精炼、真空浇铸等先进炼钢技术提高钢的纯净度、减少杂质偏析，同时将热处理由正火+回火处理改为淬火+回火的调质处理，使组织细化，以获得强度、塑性和韧性配合良好的综合性能。与此同时，由于壁厚增加和面对活性区的纵向焊缝辐照性能差，所以将压力容器由板焊接结构改为环锻容器，材料采用A508一Ⅱ钢。它曾盛行一时，但自1970年西欧发现A508一Ⅱ钢堆焊层下有再热裂纹之后，又发展了A508一Ⅲ钢。 A508一Ⅲ钢是在A508一Ⅱ钢基础上，通过减少碳化物元素C、Cr、Mo、V的含量，以减少再热裂纹敏感性，使基体堆焊不锈钢衬里后，降低产生再热裂纹的倾向。为弥补因减少淬透性元素而降低的强度和淬透性，特增加了A508一Ⅲ钢中的Mn含量。因锰易增大钢中偏析，故又降低了磷、硫含量。硅在上述钢中是非合金化元素。有增加偏析、降低钢的塑、韧性的倾向，其残存量以偏低为好。厚截面的A508-Ⅲ钢淬火后，基体组织是贝氏体，当冷却速度不足时，将出现铁素体和珠光体，这种组织较贝氏体粗大，对提高强度和韧性不利，所以反应堆压力容器用钢要求采用优化的调制热处理工艺。 俄罗斯的反应堆应力容器用的材料不是Mn-Mo-Ni钢而是Cr-M0-V以及Cr-Ni-Mo-V钢。该钢已分别用在俄罗斯及东欧的VVER-440和VVER-l000压水堆上以及我国的田湾核电站
反应堆压力容器顶盖吊具制造中的质量保证措施(新版)
( 安全技术 ) 单位：_________________________ 姓名：_________________________ 日期：_________________________ 精品文档 / Word文档 / 文字可改 反应堆压力容器顶盖吊具制造 中的质量保证措施(新版) Technical safety means that the pursuit of technology should also include ensuring that people make mistakes
反应堆压力容器顶盖吊具制造中的质量保 证措施(新版) 设备质量是保证和实现核电厂安全目标的重要环节，在核电站建造过程中，各主设备专用工具的质量亦是其质量保证中不可缺的一部分。本文从福建福清核电站3号机组反应堆压力容器顶盖吊具（以下简称顶盖吊具）的制造角度介绍核电产品制造过程中的的质量保证措施。 产品介绍 顶盖吊具是反应堆换料及反应堆压力容器（RPV）内部各部件检修时整体吊运RPV顶盖的专用设备，还在反应堆正常工作时支承堆顶结构以及为螺栓拉伸机提供导轨。 顶盖吊具按结构分为上、下两部分，上部分由吊钩、上吊杆组件（3根）、星型支架、工作平台、支承块和防护梯子等组成，下部
分由下吊杆组件（3根）及两根MSTM导轨组成。顶盖吊具结构简图见图1。 顶盖吊具提升部件的安全等级：NC、质保等级：QNCa；防震部件（下吊杆）的安全等级：LS，质保等级：Q2，制作过程中需根据质保等级进行相应的质量保证活动。 开工会准备 开工会的目的是检查生产厂的生产准备工作是否满足相关法规、规范及合同条款的要求，是否满足开工要求。 设备制造开工先决条件检查项目主要有工厂资质、人员资质、质保、制造和工艺文件、检验和试验、生产设备、检测设备、工具、量具、仪表控制、进厂材料验收、现场环境和物项控制等方面，待核电确定具备开工条件后同意生产厂制造开工。 此阶段重点控制质保大纲、制造质量计划的编制，其贯穿、引领整个顶盖吊具的生产制造，确保顶盖吊具的质量满足要求。 生产制造 制造开工后，由质检、质保人员负责，按审查通过的制造质量
压力容器常用材料的基本知识
压力容器常用材料的基本知识 1、压力容器用钢板选用时应考虑： ①设计压力；②设计温度；③介质特性；④容器类别。 2、从材料力学性能来说，升温等效于升压，降温将导致钢材的脆性增加。 3、对同一种材料来说，随温度和板厚的增加，其许用应力则降低。因而当容器 壳体的名义厚度处于钢板许用应力变化的临界值时，应考虑此问题。如处于16mm的Q235-B、Q235-C和16mm、36mm的Q345R都会发生许用应力跳档现象。 4、钢材的强度和塑性指标可通过拉伸试验和冷弯试验（室温下进行）获得。 5、板材供货时薄板以热轧状态供货，厚板以正火状态供货（因强度和韧性下降）。 6、压力容器用钢板当达到一定的厚度时，应在正火状态下使用，即使用正火板， 如用于壳体厚度＞30mm的Q345R钢板必须要求正火状态下供货和使用。 需注意：正火仅对板材而言，而非整体设备。（热轧板呈铁红色，正火板呈铁青色）。 7、压力容器用钢与锅炉用钢类同，首先要保证足够的强度，还要有足够的塑性， 质地均匀等。因此，必须选用杂质(S、P)和有害气体含量较低的碳素钢和低合金钢，均为镇静钢。且为保证受压元件材料的焊接性能,一般须控制材料的含碳量≤0.25%。材料的含碳量升高，则其冲击韧性下降，脆性转变温度升高，在焊接时容易产生裂纹。 8、低合金钢的机械性能、耐腐蚀性、耐热性、耐磨性等均比碳素钢有所提高， 其中最常用的是：Q345R。它不仅S、P含量控制较严，更重要的是要求保证足够的冲击韧性，在材料验收方面也比较严格。因此其使用压力不受限制，使用温度上限为475℃，下限为-20℃。板厚为3～200mm。是应用很广的材料。 9、Q345R(GB713-2008，代替原16MnR)的使用说明： ①、Q345R的适用范围是：使用压力不限、使用温度为-20～475℃。 ②、Q345R用作压力容器壳体的板厚＞30mm时，则容器需焊后作退火热 处理，热处理的温度为600～650℃；若焊前预热至100℃，则板厚可提高至34mm。 ③、Q345R钢板一般是以热轧状态供货；当板厚＞30mm时，为保证塑性和 韧性，一般采用正火板，且逐张钢板应超声波检测，Ⅲ级合格。 ④、Q345R用作法兰、平盖、管板等厚度＞50mm时，应在正火状态下使用。
压水堆核电站反应堆压力容器材料概述1
压水堆核电站反应堆压力容器材料概述 李承亮,张明乾 (深圳中广核工程设计有限公司上海分公司,上海200030) 摘要 反应堆压力容器是核电站重要部件之一,综述了反应堆压力容器材料的发展历程、性能要求、在役辐照脆化、制造现状等,指出A5082Ⅲ钢具有优良的焊接性、较高的淬透性和抗中子辐照脆化性,并具有良好的低温冲击韧性和较低的无延性转变温度等优点。分析了该钢的化学成分、制造工艺与性能之间的关系,对反应堆压力容器材料国产化的实现与未来发展方向的指引有一定的参考作用。 关键词 压水堆核电站 反应堆压力容器 材料 辐照脆化Overview of Reactor Pressure Vessel Steel in PWR Nuclear Power Plant s L I Chengliang ,ZHAN G Mingqian (Shanghai Branch ,China Nuclear Power Design Company Ltd.(Shenzhen ),Shanghai 200030) Abstract Reactor pressure vessel is one of the key components to PWR nuclear power plants.The development of reactor pressure vessel steel and its performance requirements ,in 2service irradiation embrittlement ,and manufactur 2ing status ,etc are summarized.It is demonstrated that A5082Ⅲsteels have advantages such as good weld 2ability ,high hardenability and enhanced resistance to neutron irradiation damage ,as well as excellent low 2temperature impact toughness and lower transition temperature without ductility.In addition ,the relation of chemical composition and fab 2rication techniques to mechanical properties is also analyzed.This paper will provides an reference for directing the suc 2cess of the localization and f uture development of reactor pressure vessel steel to some extent. K ey w ords PWR power plant ,reactor pressure vessel ,materials ,irradiation embrittlement 李承亮:男,1982年生,助理工程师,硕士,从事核电站核岛主设备材料设计、研究以及先进核能系统研究等工作 E 2mail :licliang @https://www.360docs.net/doc/8d7172717.html, 随着国家核电中长期发展规划的颁布,未来相当长时间内 我国将大力发展压水堆核电站。反应堆压力容器是在高温、高压流体冲刷和腐蚀,以及强烈的中子辐照等恶劣条件下运行的,因此在ASM E 规范第XI 卷要求,反应堆压力容器应采用优质材料、严格制造、完善的试验和检查技术,且在服役期间应定期地进行检查。SA508系列钢是随着反应堆压力容器的大型化和整体化发展起来的,适用于制造压力容器顶盖、筒体、法兰、封头等锻件,在压水堆核电站中还应用于蒸汽发生器压力壳、稳压器压力壳和主泵压力壳等部件。 1 反应堆压力容器结构和作用 功率在1000MW 及以上的普通压水堆核电站反应堆压力 容器设计压力高达17MPa ,设计温度在350℃左右,直径近5m ,厚度超过20cm ,有的单件铸锭毛重达500多吨,设计寿命至少要求40年。因为其体积庞大,不可更换,所以压力容器的寿命决定了核电站的服役年限。 压水堆压力容器是由反应堆容器和顶盖组成,前者由下法兰(含接管段)、筒体和半球形下封头组焊而成,顶盖由半球形上封头和上法兰焊接组成(或者为一体化顶盖)。上下法兰面之间用两道自紧式空心金属(高镍耐蚀合金In 2718或1828钢)“O ”形环密封。为了避免容器内表面和密封面腐蚀,在压力容器内壁堆焊有大于5mm 厚的不锈钢衬里(过渡层309L (00Cr23Ni11)+308L (00Cr20Ni10))。为防止外表面腐蚀,压 力容器外表面通常涂漆保护。 反应堆压力容器的作用是:(1)装载着活性区及堆内所有构件,对堆芯具有辐射屏蔽作用,在顶盖上安装着控制棒管座及其驱动机构,承受很大的机械和动载荷;(2)作为承压边界,密封高温高压含放射性的一回路冷却剂并维持其压力,承受动载荷和温度载荷;(3)作为第二道屏障,在燃料元件破损后有防止裂变产物外逸的功能。 上述因素要求反应堆压力容器材料具备良好的纯净度、致密度、成分和性能均匀性,在中高温度下具有优良的力学性能(强度、塑性、冲击韧性、断裂韧性等)、冶金质量及良好的耐蚀性、焊接性和抗辐照的性能(中子辐照脆化敏感性低)、热稳定性、加工性等。其中,以面对活性区的筒体段材料性能要求最高。 2 反应堆压力容器材料的发展史 压水堆反应堆压力容器材料一般都是在工程上成熟的材料基础上改进而成的。美国第一代压水堆核电站反应堆压力容器材料用的是具有优良工艺稳定性、焊接性和强度较好的锅炉钢A212B (法兰锻件为A350L F 3),由于A212B 钢淬透性和高温性能较差,第二代改用Mn 2Mo 钢A302B [1](锻材为A336),该钢中的Mn 是强化基体和提高淬透性的元素,它能提高钢的高温性能及降低回火脆性。随着核电站向大型化发展,压力容器也随之增大和增厚,A302B 钢缺口韧性差的不足就逐渐显露出