压水堆核岛主设备焊接材料需求及国产化展望
三代核电核岛主设备蒸汽发生器关键焊接技术
三代核电核岛主设备蒸汽发生器关键焊接技术罗成【期刊名称】《金属加工：热加工》【年(卷),期】2014(000)012【总页数】4页(P28-31)【作者】罗成【作者单位】上海电气核电设备有限公司【正文语种】中文1.概述目前在建的广东台山核电站建设采用三代核电技术，该堆型是欧洲第三代先进压水堆核电站，采用4个环路，单台发电能力为1 600MW，单机容量大，在经济性上极具竞争力，是现今国际上最先进的核电堆型之一。
台山核电站采用RCC—M 2007规范设计建造，技术要求高，制造难度大。
蒸汽发生器是反应堆最关键部件之一，在核电站运行过程中，一方面是反应堆内载热剂的热量传递到二回路，使水成为饱和蒸汽，从而推动汽轮机发电；另一方面起着将带放射性的一回路系统与不带放射性的二回路系统隔离的作用。
三代核电蒸汽发生器零部件多、材料种类多、焊接工艺评定多，除了一些成熟的工艺以外，产品焊接采用了多项新技术。
2.蒸汽发生器主要结构及设计参数三代核电蒸汽发生器总长度23 260mm，上部筒体直径为5 170mm，下部筒体直径为3 800mm，总重量达488t。
主要包括下封头、管板、下部筒体组件、过渡锥筒体、套筒组件、管束组件、上封头、上部筒体组件及汽水分离器等部件。
结构简图如图1所示。
图1 蒸汽发生器结构1.下封头 2.管板 3.下部筒体 4.U形传热管5.锥筒体 6.上部筒体 7.上封头8.蒸汽出口接管 9.干燥器 10.汽水分离器11.套筒 12.水室隔板 13.一次侧接管14.一次侧接管安全端蒸汽发生器是核电站核岛的核心设备，三代蒸汽发生器的型号为79/19 TE型。
下封头与管板相连组成水室，管板另一侧与二次侧壳体相连。
由于一次侧的载热剂具有放射性，为了保证一次侧水中具有较高的耐腐蚀稳定性，管板一次侧表面需堆焊Inconel 690镍基合金，下封头内表面需堆焊不锈钢。
接管与下封头一起整体锻造成形，每个接管都装焊有经锻制而成的奥氏体不锈钢安全端。
RCC-M 2007 第Ⅳ卷 S篇：焊接
S1400 试样、评定接头和产品焊接见证件的保存
焊接工艺评定试验的试件余料和试验过的试样在评定有效期 3 年内由制造商保管。 产品焊接见证试件余料和试验过的试样，在设备验收之前，由制造商保存。
S1500 焊接工艺操作的定义
若焊炬或焊条是由焊接操作者手工操作，则焊接方法定义为人工操作。 若操作工在焊接过程中能参与操作，则焊接方法定义为半机械操作。 若焊接过程中不可能有人为的参与，则焊接方法定义为全机械，全自动或全自动化焊接操作。
S1330 后热
这种热处理的目的主要是使氢扩散，并且避免产生冷裂纹的危险。 当按 S1320 规定的要求预热时，后热温度要求不低于预热温度，并至少保温 60 分钟，除非焊后 冷却到室温前立即进行消除应力热处理。
S1340 消除应力热处理
制造商应根据 F8000 章的要求确定可能的中间和焊后最终消除应力热处理的条件。 消除应力热处理的条件与 E8120 所列的可变参数和采用的焊接方法有关。 作为说明，对于不同类型的钢种，下面给出通常允许的消除应力热处理温度和在该温度下的保 温时间（假定这一温度在焊接接头的整个厚度范围内都是均匀的） ，以及需要进行消除应力热处理的 最小厚度。 S1341 碳钢 厚度大于 30mm（厚度为焊接厚度，两焊接件厚度不同时，取较厚的焊件作为有效厚度）的碳 钢，然而对于在未做消除应力热处理的状态下，规定的最小抗拉强度 Rm 不大于 440MPa 的钢厚度可 增加到 35mm，例如：S235 - S275 - P 235 GH (A 37) - P 265 GH (A 42)。 － 消应热处理温度：550～625℃（建议最低 575℃） 。 － 保温时间：每毫米厚度 2 分钟（按 S7544 c 中定义） ，最少 30 分钟，最多 120 分钟。 S1342 除铬钢和铬—钼钢之外的低合金钢 － 除 Ni 含量≥1%的合金钢外， 厚度大于 10mm（厚度为焊接厚度，两焊接件厚度不同时，取 较厚的焊件作为有效厚度）的低合金钢。 － 消应热处理温度：595～675℃。 － 保温时间：每 25mm 厚度 1 小时（按 S7544 c 中定义） ，最少 30 分钟：当超过 2 小时时，为 2 小时+（50mm 以上每 25mm 加 15 分钟） 。 S1343 铬和铬—钼低合金钢、马氏体和铁素体不锈钢 a）0.5％Cr－0.5％Mo 1％Cr－0.5％Mo 1.25%Cr－0.5％Mo
CPR1000堆型核岛主系统重型设备预埋件技术及其推广应用
CP R1000是中国核动力研究设计院与中广核合作在法国法玛通M 310技术版本基础之上，改进并拥有自主品牌的核电技术。
它由核岛和常规岛组成，在核岛中的系统设备主要有压水堆本体，一回路系统，以及为支持一回路系统正常运行和保证反应堆安全而设置的辅助系统。
一回路主系统由反应堆和三条并联的闭合环路组成，这些环路以反应堆压力容器为中心作辐射状布置，每条环路都由一台主泵、一台蒸汽发生器及相应的管道和仪表组成。
另外，在其中一条环路上装有一台稳压器，以维持一回路运行压力（详见图1）。
而核岛主系统重型设备预埋件是实现设备与土建基础牢固连接进而实现设备应有功能的设备重要组成部分，它分布于内部结构，每个堆共98件，其中90件由设备供应商中国东方电气集团CPR1000堆型核岛主系统重型设备预埋件技术及其推广应用中广核工程有限公司文/张铁军深圳华兴建设有限公司文/严跃兰【摘要】针对CPR1000堆型核岛主系统重型设备预埋件施工，分别从主系统重型设备预埋件施工前准备、组装、安装定位、浇筑和保护等方面进行阐述，为主系统重型设备预埋件施工提供借鉴经验以及岭澳二期现阶段存在的问题和推广应用前景。
【关键词】C PR 1000堆型主系统重型设备预埋件PLP 联合体锚固框架组装公司、中国核动力研究设计院和法国法马通核能公司组成的P L P联合体供货，另外8件为土建承包商自制的中子探测器定位框架。
一般主回路重型设备预埋件是一个整体，预埋活动只涉及前期准备、整体安装、定位、浇筑等，而不涉及预埋件本身的组装工作；但蒸汽发生器阻尼器锚固框架每台机组6件，每件需装入8根拉杆，以及主泵阻尼器锚固框架每台机组9件，每件需装入4根拉杆，其组装精度要求高、施工难度大，这些埋件能否顺利施工将制约着内部结构施工进度，影响穹顶提前吊装的实现。
因而做好主系统重型设备预埋件的前期准备、现场组装以及预埋工作将十分重要。
1核岛主系统重型设备预埋件施工前的准备（1）主系统重型设备预埋件到货计划确认为了使核岛主系统重型设备预埋件采购、生产、到货计划满足土建施工需求，首先由土建承包商根据土建图、接口图以及相关安装手册，建立一份较准确的核岛主系统重型设备预埋件清单，并与总承包商的土建处、安装处、物资管理部、设计处联合确认。
法国核电设备标准RCC-M规范Ⅳ卷焊接篇的应用体会
法国核电设备标准RCC-M规范Ⅳ卷焊接篇的应用体会李双燕【摘要】The structure and characteristics of RCC -M (2000 Edition +2002 Addendum) specification standard system were introduced, as well as the content and interaction of section Ⅳ each chapter. Combining understanding of the standard and experience in manufacturing process of nuclear power products, some attention problems of practical application of RCC —M section Ⅳ were discussed, and reference for nuclear welding technical personnel which the initial contact with RCC - M standard was provided.%介绍了RCC-M(2000版+2002补遗)规范标准体系的结构与特点,以及第Ⅳ卷各章节的内容和相互关系.结合核电产品制造,对RCC-M第Ⅳ卷的理解与应用进行了探讨,并提出了实际应用时注意的问题,为初次接触RCC-M规范的核电焊接技术人员提供参考和借鉴.【期刊名称】《压力容器》【年(卷),期】2011(028)004【总页数】6页(P41-46)【关键词】RCC-M;Ⅳ卷;焊接【作者】李双燕【作者单位】上海电气核电设备有限公司,上海,201306【正文语种】中文【中图分类】T-651;TL370 引言RCC－M规范是法国核电标准“RCC系列”压水堆核电站核岛设计建造规范中的核心部分，由法国核岛设备设计、建造及在役检查规则协会(AFCEN)制定。
核安全设备焊接基本知识
随着现代工业的高速发展和焊接技术的不断进步，焊接作为一种金属连接的工艺方法，在金属结构生产中得到了广泛的应用。与其他连接方法相比，焊接连接技术具有许多突出的优点。同时与其他工艺技术一样，焊接技术也有其自身的薄弱环节。
1、焊接质量好－先进的焊接工艺方法可以确保获得优质的焊接接头，现代的检验手段可以使焊接接头的质量得到保证；
1.焊接通用要求
第Ⅸ卷焊接及钎焊评定主要对锅炉及压力容器的焊接工艺评定、焊工技能评定及焊接资料（焊接工艺规程制订和格式、焊接工艺评定记录和格式）三方面进行了规定，属于通用性要求。第Ⅱ卷C篇焊条、焊丝及填充金属与之配套。
2.材料要求
ASME第Ⅸ卷《焊接和钎接评定》对焊接工艺评定的母材进行了分组，目的是减少焊接工艺评定的数量。
为了突出核安全设备焊接特点，HAF603附件3参照法国RCC-M S册（2000版），HAF603规定了核安全设备中一些重要焊缝焊工焊接考试的具体要求，如：奥氏体—铁素体不锈钢和镍基合金的堆焊、热交换器或蒸汽发生器管板焊接、特别的密封焊缝（顶盖、Ω接头等）、耐磨堆焊等。
第三节核安全设备焊接质量控制
核安全设备的质量是靠每一道工序质量来保证的，核安全设备、压力容器、焊接结构等的制造及安装质量，要达到所要求的技术条件和质量标准，就必须进行质量控制。焊接作为核安全设备制造、安装活动中的关键工序是保证核安全设备质量的决定性环节。整个焊接质量控制的主要环节包括：焊工治理、焊接工艺评定、焊接材料治理、焊接设备治理、焊接过程控制和焊接缺陷的检验等环节。
焊接过程控制：要求焊工在操作过程中严格执行焊接工艺规程，特别是采用机械化焊接时，要克服麻痹思想，认真操作，加强自检，直至焊接完成。在焊接过程中,焊工和质检人员应作好焊接参数记录工作。
核电站施工中重要焊接技术和要求
核电站施工中重要焊接技术和要求内容摘要：本文介绍了AP1000、CPR1000核电施工现场较重要的焊接技术和要求，包括主管道和波动管焊接、堆芯仪表管焊接、控制棒驱动机构密封焊等，同时也介绍了土建、常规岛和BOP重要的焊接项目。
概述核岛主设备内主要介质为放射性核物质，其设备制造和安装焊接质量对防止核电厂泄漏造成核物质放射性污染具有特殊性，同时也关系到这些主设备在核安全状态下稳定运行的可靠性和重要性。
1、民用核安全设备焊接特殊性核岛主设备通常包括反应堆压力容器、蒸汽发生器、稳压器、主泵、主管道等反应堆冷却剂系统设备，也是核电厂第二道安全屏障的组成部分。
核岛主设备的制造和安装焊接质量，直接影响反应堆冷却剂系统的完整性，焊缝又是一回路的压力边界，一旦泄漏将会使大量放射性物质向安全壳泄漏。
反应堆压力容器、蒸汽发生器、稳压器、主泵、主管道等核岛主设备，由于长期处于高温、高压和强辐照环境下运行，要求其制造用原材料包括焊接材料具有较高的塑性和韧性，以及良好的焊接性和抗辐照、耐蚀等性能。
同时由于其焊接壁厚较大，焊接工艺较为复杂，通常焊前需要预热，焊后需要热处理，以避免冷裂纹等焊接缺陷的产生。
单条焊缝焊接工作量大，要求焊工在操作过程中严格执行焊接工艺规程，尤其是采用机械化焊接时，要克服麻痹思想，认真操作，加强自检，直至焊接完成。
控制棒驱动机构的耐压壳和热电偶法兰的焊接质量直接影响反应堆调节系统的运行状态。
当调节系统失灵时，有可能危及堆芯的安全。
安全壳是核电厂的第三道安全屏障。
一旦发生一回路管道破裂，也能将大量核放射性物质封住。
钢制安全壳和安全壳钢衬里安装焊缝质量要求较为严格，通常要进行泄漏检验。
2、民用核安全设备焊接重要性核岛主设备通常采用焊接结构，焊接接头与其结构中的母材相比加工条件相差较大，虽然现代焊接技术已使焊接接头的性能接近母材的性能，但其制作仍需要合格的焊接工艺评定才能实现,其焊接质量仍取决于操作焊工的技术水平和工艺过程的控制，因此焊接接头在其结构中属于薄弱环节。
国产反应堆压力容器锻件材料性能
国产反应堆压力容器锻件材料性能摘要：对国产反应堆压力容器锻件材料的性能进行了测试、分析、预测，按照核电工程的要求开展了试样取样及制备、化学成分分析、拉伸试验、冲击试验、参考零塑性温度RTNDT 和参考温度T测试。
结果表明，国产反应堆压力容器锻件材料的化学成分符合标准要求，拉伸性能良好，冲击韧性上平台能量达300J以上，参考零塑性温度RTNDT ≤-30℃，参考温度T与国外同类材料相当，根据性能预测，材料具备充足抵抗中子辐照的韧性储备，国产反应堆压力容器锻件材料的综合性能优异。
关键词：国产；反应堆压力容器锻件材料；性能；中子辐照1 引言反应堆压力容器是压水堆核电站最为关键的设备之一，它使链式反应限制在一个密闭的空间内，是核电站全寿期内不可更换的大型设备，因此其性能直接决定反应堆的安全运行。
现阶段反应堆压力容器制造一般采取锻件结合机械加工、焊接的方式，国际上反应堆压力容器锻件制造商主要有日本制钢所、法国克鲁索、韩国斗山重工等[1]。
前期国内主要以采购法国、日本的反应堆压力容器锻件为主，例如秦山一期和秦山二期共5台机组采用的锻件均来自日本制钢所，台山2台EPR机组的锻件分别来自法国克鲁索和日本制钢所。
目前中国第一重型机械集团公司、中国第二重型机械集团公司、上海电气重工集团都拥有12000吨自由锻造水压机，可用于生产核电站反应堆压力容器大锻件[2]。
2007年，中国第一重型机械集团公司生产的反应堆压力容器母材锻件应用于红沿河核电站一号机组，并于2013年实现了商业运行，实现了国产反应堆压力容器锻件在商业核电站的首次应用，此外中国第一重型机械集团公司还实现了福清等多个核电项目的供货，另外两个锻件生产厂家也实现了核电供货，但暂未实现商业运行考验。
近些年来随着国内核电项目的不断推进及大型装备制造能力的逐步提升，国内反应堆压力容器锻件生产技术及产量已达到国际先进水平。
目前国内核电站反应堆压力容器选用的Mn-Ni-Mo铁素体低合金钢，主要包括满足RCC-M M2111标准要求的16MND5合金钢和满足ASME SA508/SA508M标准要求的SA508 Gr3合金钢，已应用于除田湾核电站VVER-1000机组以外的所有机组，田湾核电站VVER-1000机组选用的是俄罗斯标准的Cr-Ni-Mo-V合金钢，牌号为15X2HMΦA2A。
核电关键材料及我国核电应用现状与发展趋势5篇
核电关键材料及我国核电应用现状与发展趋势5篇第一篇：核电关键材料及我国核电应用现状与发展趋势核电关键材料及我国核电应用现状与发展趋势摘要：自第一座核电站建成至今，核电技术在不断地发展、完善，各种核电材料不断出现并被应用。
核能作为一种安全、高效、清洁的能源，备受世界各国重视。
随着化石燃料的逐渐枯竭，我国作为核大国，核能发展的潜力巨大。
本文主要介绍了核电关键材料及其特点以及我国核电应用现状与发展趋势。
关键词：核电、材料、现状、趋势。
1、前言1954年，世界上第一座核电站在苏联建成，经过60多年的发展，核电技术已经发展到了第四代，而核电材料是核电技术的关键，各种新型的材料不断地被应用到核电领域中，推动了核电的发展。
随着我国经济水平的不断发展，能源问题越来越突出，而核能作为国际公认的目前唯一达到大规模商业应用的替代能源，在我国的能源战略中占有重要地位，在我国具有非常广阔的应用前景。
截至目前，我国大陆投入商业运行的核电机组已经超过20台，此外还有多个核电站和核电机组在建，核电在我国蓬勃发展。
2、核电材料及其特点 2.1裂变反应堆材料 2.1.1裂变核燃料裂变反应堆中用到的核燃料有铀、钚、钍，而铀是核电站最主要的核燃料。
2.1.2包壳材料包壳材料是指燃料芯体包壳所用的材料，要满足热中子吸收截面低、能够承受辐射损伤效应、具有一定的机械强度等要求。
常见的包壳材料有铝及铝合金、镁合金、锆合金和奥氏体不锈钢以及石墨等。
此外，SiC也被用于制作包壳材料。
SiC包壳与水反应缓慢，与传统锆合金包壳相比，可把产生氢气的风险降低几千倍【1】.由于SiC及SiC 基复合材料具有优异的高温性能和耐辐照性能，其在核燃料元件中获得越来越广泛的应用【2】。
2.1.3慢化剂材料慢化剂材料是能够将裂变时的快中子的能量降到热中子能量水平的材料，具有对中子散射截面大、吸收面积小以及质量数接近中子的特点。
主要的慢化剂材料有氢、氘、铍、石墨和氧化锆等。