王金飛，李殿杰，胡日榮，韓寶云

（新冶高科技集團有限公司，北京100081）

第三代核電主管道的制造技術(shù)

王金飛，李殿杰，胡日榮，韓寶云

（新冶高科技集團有限公司，北京100081）

介紹了國內(nèi)外核電主管道制造技術(shù)的發(fā)展；指出目前國內(nèi)制造第三代核電主管道的方法是采用實心電渣重熔坯鍛造，再通過機加工掏空方式成型主管道的內(nèi)孔；針對主管道制造傳統(tǒng)工藝存在材料利用率低、生產(chǎn)周期長以及質(zhì)量不穩(wěn)定等特點，探討了工藝改進的方向。分析認(rèn)為：以離心鑄造空心錠或電渣重熔空心錠為坯料的空心鍛造工藝將最終替代目前的實心鍛造工藝。

核電主管道；制造工藝；AP1000；鍛造成型；空心鍛造

核電站反應(yīng)堆冷卻劑管道，也稱為主管道，是連接反應(yīng)堆壓力容器和蒸汽發(fā)生器的一組大型厚壁管道，是核電蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)輸出堆芯熱能的“大動脈”，是核電站的核1級關(guān)鍵部件之一［1］。第三代核電站反應(yīng)堆壽命達到60年，其主管道的技術(shù)要求也比第二代和第二代改進型核電主管道高得多。以AP1000為例，AP1000主管道材質(zhì)為TP316LN，為了提高管道的抗熱老化性能，要求采用鍛制管。與主管道相連的接管直徑超過101.6 mm（4 in），如果采用插入焊結(jié)構(gòu)，無法滿足核安全法規(guī)“在役檢查的掃查范圍不得小于應(yīng)掃查范圍的90%”的規(guī)定；因此最終設(shè)計為管嘴與管體整體鍛造成型［2］。

自我國從美國西屋公司引進AP1000第三代核電技術(shù)后，AP1000主管道（尤其是熱段管）以其特殊的形狀和管嘴管體整體鍛造成型的較高技術(shù)要求，迅速引起了國內(nèi)技術(shù)人員的關(guān)注。AP1000主管道（熱段管）如圖1所示。

主管道是AP1000自主化依托項目中唯一沒有引進的核島主設(shè)備，且制造難度比傳統(tǒng)的第二代和第二代改進型核電主管道大大增加。在國家鼓勵和引導(dǎo)下，中國第一重型機械集團公司（簡稱一重）、中國第二重型機械集團公司（簡稱二重）、上海電氣重工集團、中國船舶重工集團等眾多科研機構(gòu)和企業(yè)開展了大量的核電主管道研究和試制工作［3-4］，并已取得了一定成果，先后有幾家企業(yè)成功研制出樣管，二重和渤海船舶重工有限責(zé)任公司（簡稱渤船重工）生產(chǎn)的AP1000主管道已經(jīng)實現(xiàn)供貨［5-6］。但是，筆者梳理了世界主管道制造技術(shù)的發(fā)展脈絡(luò)和趨勢，并對當(dāng)前國內(nèi)主管道制造工藝進行了分析，認(rèn)為目前的主管道制造工藝仍存在不少問題，需要進一步改進。

圖1 AP1000主管道（熱段管）示意

1 世界主管道制造技術(shù)發(fā)展

迄今為止，核電站已有60余年的發(fā)展歷史，核電技術(shù)發(fā)展迅速，從最初的一種堆型發(fā)展到現(xiàn)今幾十種不同的堆型，而且通過對經(jīng)驗的反饋，尤其是幾次嚴(yán)重核事故的經(jīng)驗總結(jié)，核電安全性不斷提升，同時也推動了主管道制造技術(shù)的不斷改進。早期的沸水堆主管道采用不銹鋼鋼板冷壓成型后再焊接的鋼管，但自1974年美國沸水堆管道焊縫熱影響區(qū)發(fā)現(xiàn)首例晶間應(yīng)力腐蝕斷裂后，累計事故達百例以上；為此，這種方法目前已基本停用。早期的壓水堆主管道，除少數(shù)用低合金鋼鋼管內(nèi)部堆焊不銹鋼的雙層管外，其余大多采用無縫鋼管制造［7］。但是受當(dāng)時無縫鋼管制造能力的限制，難以生產(chǎn)長度足夠的大直徑厚壁無縫鋼管，所以主要采取將短鋼管焊接連接為長鋼管的方法，這大大增加了焊縫的數(shù)量和長度。為了解決這些問題，法國采用離心鑄造技術(shù)制造主管道直管，用砂型鑄造技術(shù)制造彎頭，然后對直管和彎頭進行焊接。

如前所述，核電主管道作為一種輸送冷卻劑的管道，容易在焊縫和熱影響區(qū)出現(xiàn)晶間腐蝕，所以其焊縫越少越好。文獻［8］統(tǒng)計了1962—1978年英國核電站堆內(nèi)壓力容器發(fā)生的事故及其原因。分析發(fā)現(xiàn)，最常見的失效形式為裂紋，占到了總事故數(shù)量的94%；而這些裂紋有75%是發(fā)生在焊縫區(qū)或焊接熱影響區(qū)［8］。

自20世紀(jì)80年代以來，德國和日本等國開展了優(yōu)化堆內(nèi)壓力容器主結(jié)構(gòu)（包括主管道）設(shè)計的研究和試制，優(yōu)化的主要目標(biāo)就是減少焊縫，尤其是對一回路系統(tǒng)管件的改進設(shè)計［9］，具體見表1。因為焊縫的減少，可以加快制造速度、減少無損檢測所需的時間、便于安裝和維護［10］。

表1 對一回路系統(tǒng)管件的改進設(shè)計

圖2所示為1980年代德國KWU公司鍛造的帶支管嘴的主管道鍛件和加工件，其采取了空心鍛造，主管道材質(zhì)為20MnMoNi55合金鋼［11］。圖3所示為1990年代法國Framatome公司設(shè)計的核電主管道，材質(zhì)為AISI 304L奧氏體不銹鋼，由德國和法國共同制造完成，同樣是采用空心鍛造［12］；其外形是直管段與多個管嘴整體鍛造成型，這與后來的第三代核電主管道設(shè)計是非常相似的。該類“空心鍛造工藝”可以概述為實心鋼錠沖孔+芯棒拔長，大體的工藝流程為：實心鋼錠→鐓粗→拔長→打出偏管嘴法蘭→沖孔→拔長直管段。圖4所示為日本JSW公司開發(fā)的一種主管道空心鍛造工藝［9］。

圖2 1980年代德國KWU公司鍛造的帶支管嘴的主管道鍛件和加工件

圖3 1990年代法國Framatome公司設(shè)計的核電主管道示意

圖4 日本JSW公司開發(fā)的一種主管道空心鍛造工藝

2 我國的主管道制造技術(shù)現(xiàn)狀

2.1 第二代和第二代改進型核電主管道

自1987年我國從法國成套進口的兩臺90萬kW級核電機組在大亞灣落地，法國核電技術(shù)在我國市場獲得的訂單最多。因此，法國核電技術(shù)的RCC-M系列標(biāo)準(zhǔn)在我國核電工程中被廣泛采用，所以我國第二代核電站主管道和第二代改進型核電站主管道均為離心鑄造直管+焊接彎頭。我國最初的幾臺核電機組主管道均為進口，直到1998年四川化工機械廠將其實現(xiàn)了國產(chǎn)化［13］?，F(xiàn)在，我國的離心鑄造核電主管道已達到世界先進水平，完全替代了進口產(chǎn)品。

2.2 第三代核電主管道技術(shù)現(xiàn)狀

2015年12月，我國政府決定除新批復(fù)的田灣5、6號機組外，今后批準(zhǔn)建設(shè)的核電站將全部采用第三代核電技術(shù)。相應(yīng)地，核電設(shè)備制造行業(yè)要迅速適應(yīng)這一趨勢，第三代核電技術(shù)對設(shè)備提出了更高的要求。國內(nèi)市場上目前有AP1000、EPR、華龍一號等多種第三代核電技術(shù)。我國企業(yè)對第三代核電主管道的研制最早是AP1000主管道。

美國西屋公司曾委托意大利IBF公司進行AP1000主管道熱段的試制工作。意大利IBF公司在國際上首先采用了“實心鍛造＋機加工掏空”工藝，經(jīng)過多次試制，已經(jīng)成功試制出合格的試制件。

AP1000進入我國后，國內(nèi)多家企業(yè)也已先后研制出各自的第三代核電主管道樣管。企業(yè)主要采用兩種工藝路線：一種為“電弧爐EAF冶煉＋VOD冶煉＋真空澆鑄＋鍛造”，另一種為“電弧爐EAF冶煉＋AOD冶煉＋電渣重熔+鍛造”。國內(nèi)大部分重工企業(yè)整體鍛造時所采用的鋼錠質(zhì)量在70～100 t［6］。渤船重工、煙臺臺?，斉瑺柡穗娫O(shè)備股份有限公司（簡稱臺海核電）、鞍鋼重型機械有限責(zé)任公司（簡稱鞍鋼重機）等單位聯(lián)合組成的研制團隊，采用EAF＋AOD冶煉工藝，之后再電渣重熔，重熔后鋼錠質(zhì)量約70 t，實心鍛造，支管采用拐鍛方式成型，經(jīng)22火次鍛造完成，材料收得率約為16%。

一重和二重除冶煉工藝外，其制造工藝與渤船重工的基本相同。一重、二重AP1000主管道試制件的坯料采用EAF＋LF＋VOD冶煉工藝，直接澆鑄成型，也是采用實心鍛造。由于未采用電渣重熔工藝，鍛造時的鋼錠切頭率和切尾率均較大，故一重、二重的主管道成品的材料收得率低于渤船重工，約為11%。

吉林中意核管道制造有限公司（簡稱吉林中意）僅進行管道的彎制、熱處理和精加工作業(yè)，其管坯（粗加工后的鍛制管道）由意大利IBF公司提供。對于AP1000主管道的坯料，意大利IBF公司同樣采用EAF＋AOD冶煉工藝，但其后不對鋼錠進行電渣重熔而直接模鑄。

綜上所述，各企業(yè)除了坯料冶煉和澆鑄類型不盡相同外，其實質(zhì)都是“實心鍛造＋機加工掏空”的工藝。采用該工藝生產(chǎn)時，材料利用率低，對鍛壓設(shè)備能力要求高，加工周期長；而且坯料大，鍛造火次多，難以控制晶粒度和組織均勻性。

3 第三代核電主管道技術(shù)改進探討

現(xiàn)有第三代核電主管道制造工藝材料收得率最高僅約16%，這既不符合制造業(yè)節(jié)能降耗的產(chǎn)業(yè)政策導(dǎo)向，也推高了核電的建造成本；因此有必要對現(xiàn)有工藝進行改進。前面提到，德國等發(fā)達國家于1980年代即采用空心鍛造工藝進行核電主管道的制造，雖然其與AP1000主管道采用的材質(zhì)不同，但其工藝路線仍可借鑒。采用空心鍛造工藝有以下兩種思路：

（1）采用實心電渣錠鐓粗后沖孔，再芯軸拔長的工藝。根據(jù)計算，采用該工藝可將材料收得率提高至25%左右。

（2）直接采用空心的坯料進行鐓粗、芯棒拔長。根據(jù)計算，采用該工藝可將材料收得率提高至30%以上。所述空心坯料可以通過離心鑄造提供，也可以通過電渣重熔提供。

3.1 空心鍛造的優(yōu)勢

采用空心鍛造，尤其是直接采用空心坯料鍛造，有諸多優(yōu)勢：

（1）相對于實心鍛造，采用空心鍛造所需坯料體積小，變形更易，深透缺陷率低，有助于產(chǎn)品質(zhì)量的穩(wěn)定；

（2）坯料體積小，冷卻速度更快，易于控制鍛件晶粒度；

（3）制造過程更節(jié)能，制造周期更短；

（4）加熱時間縮短使材料燒損顯著減少，而且有效減少過熱、過燒等加熱缺陷。

3.2 空心鍛造技術(shù)難點

由于主管道材料的特殊性，采用空心鍛造工藝，尤其是直接采用空心坯料的鍛造工藝，需要攻克諸多技術(shù)難點。

（1）空心坯料的大鐓粗比穩(wěn)定化鐓粗。鐓粗的主要目的是破碎鑄態(tài)組織，并且使坯料的壁厚達到一定的要求，為管嘴的成型創(chuàng)造了條件?？招呐髁系溺叴謿v來是鍛造的難點。如果采用平板空心坯鐓粗，達到2.0的鐓粗比不但會產(chǎn)生類似實心坯鐓粗的鼓形，還會因上、下砧子與空心坯端面間存在的摩擦力而產(chǎn)生嚴(yán)重收口，導(dǎo)致后續(xù)拔長工序易發(fā)生折疊；甚至還可能會在鐓粗過程出現(xiàn)扭曲等嚴(yán)重失穩(wěn)狀況，致使整個工序失敗?？招呐髁乡叴秩缫@得滿意的形狀，其坯料需要滿足合適的高徑比、徑厚比，并在鐓粗時選用合適的砧型。

（2）管嘴與管體整體鍛造成型技術(shù)。主管道帶有兩個互成角度且須整體鍛造成型的管嘴，這是空心鍛造技術(shù)難度最大的環(huán)節(jié)。在保證鍛出滿足尺寸要求的管嘴雛形的同時，還要解決管嘴雛形內(nèi)壁處的凹陷問題，這也是芯軸拔長的特有問題。

（3）多火次芯軸拔長過程中端頭裂紋的控制技術(shù)。由于芯軸拔長的特殊性，拔長時坯料兩端的溫度下降快，而且奧氏體不銹鋼本就屬于易裂難鍛的鋼種，工藝處理稍有不當(dāng)就會導(dǎo)致坯料的端頭裂紋嚴(yán)重。

（4）晶粒度的全過程控制技術(shù)。主管道最主要的技術(shù)指標(biāo)之一是晶粒度必須達到2.0級或更細；這對于數(shù)十噸的大鍛件來講，其難度是可想而知的?？v觀其他企業(yè)AP1000主管道的試制經(jīng)歷，晶粒粗大是最常見的試制失敗原因。鍛造過程中，每火次的終鍛溫度必須合理而且嚴(yán)格控制，并且必須杜絕小變形量的回爐加熱。

3.3 坯料制備的難點

對于空心坯料的制備，大直徑厚壁管坯的離心鑄造技術(shù)和空心電渣重熔技術(shù)也需要攻關(guān)。

據(jù)初步計算，如果采用空心坯料鍛造AP1000主管道熱段，所需坯料質(zhì)量為50～55 t。如果采用離心鑄造制坯，這一質(zhì)量大大超出了目前第二代離心鑄造核電主管道的質(zhì)量，所以需要探索奧氏體不銹鋼超大型離心鑄造技術(shù)。而在大型軋輥的制造領(lǐng)域，離心鑄造已經(jīng)可以制造70 t以上的高速鋼軋輥［14］。在已有離心鑄造主管道的煉鋼、澆鑄技術(shù)基礎(chǔ)上，結(jié)合大型離心鑄造軋輥的制造經(jīng)驗，相信可以攻克這一關(guān)鍵技術(shù)。另外，關(guān)于電渣重熔空心坯料，目前國內(nèi)僅有較小規(guī)格的成功經(jīng)驗［15-16］。如果要采用電渣重熔空心鋼錠制造核電主管道，需要對電渣重熔空心管坯制備技術(shù)做更多深入的研究。

4 結(jié)語

當(dāng)前國內(nèi)制造核電主管道的方法基本是以實心電渣重熔錠作為坯料，采用實心鍛造+后續(xù)機加工掏空的工藝制造帶接管嘴的主管道鍛件；這種制造方法存在材料利用率過低、加工周期長且產(chǎn)品晶粒度等性能指標(biāo)難以保證等問題。筆者在探討了第三代核電主管道鍛件工藝的改進方向后認(rèn)為，以離心鑄造空心錠或電渣重熔空心錠為坯料的空心鍛造工藝將最終替代目前的實心鍛造工藝。

［1］林誠格，郁祖盛.非能動安全先進核電廠AP1000［M］.北京：原子能出版社，2008：129-130.

［2］林誠格，郁祖盛.非能動安全新進壓水堆核電技術(shù)（上）［M］.北京：原子能出版社，2010：237-238.

［3］潘品李，鐘約先，馬慶賢，等.大型核電主管道制造技術(shù)的發(fā)展［J］.鍛壓裝備與制造技術(shù)，2011（1）：13-17.

［4］許連義.AP1000核島主要設(shè)備的國產(chǎn)化［J］.中國核工業(yè)，2007（6）：14-15.

［5］盧華興.AP1000核電站主管道國產(chǎn)化研制進展［J］.上海金屬，2010，32（4）：29-32.

［6］陳紅宇，宋樹康，杜軍毅.AP1000鍛造主管道制造技術(shù)進展［J］.大型鑄鍛件，2013（2）：1-3.

［7］劉建章.核結(jié)構(gòu)材料［M］.北京：化學(xué)工業(yè)出版社，2007：202-203.

［8］Smith Ta，Warwick Rg.A survey of defects in pressure vessels in the UK for the period 1962—1978 and its relevance to nuclear primary circuits［J］.International Journal of Pressure Vessels and Piping，1983，11（3）：127-166.

［9］Kawaguchi S，Moritani H，Tsukada H，et al.Current forging technology for integrated type steel forgings for nuclear steam supply system components［J］.Nuclear Engineering and Design，1984，81（2）：219-229.

［10］Erve M，Papouschek F，F(xiàn)ischer K，et al.State of the art in the manufacture of heavy forgings for reactor componentsintheFederalRepublicofGermany［J］.Nuclear Engineering and Design，1988，108（3）：485-495.

［11］Michel E，Zeitner W.Active measures to preclude breaks in the reactor coolant lines of pressurized water reactors［J］.Nuclear Engineering and Design，1985，87（7）：259-267.

［12］Bocquet P，Cheviet A，Dumont R.Examples of the evolutionofmaterialsfornuclearapplications：metallurgical improvement of 16MND5 steel and new technologies for manufacturing heavy components［J］. Nuclear Engineering and Design，1994，151（2）：503-511.

［13］曾正濤，陳勇.壓水堆核電站不銹鋼主管道鑄造［J］.核動力工程，1999，20（4）：70-72，89.

［14］符寒光，邢建東.高速鋼軋輥制造技術(shù)［M］.北京：冶金工業(yè)出版社，2007：17.

［15］臧喜民，姜周華，Medovar Lev，等.空心管坯電渣重熔技術(shù)［J］.材料與冶金學(xué)報，2011，10（S1）：81-85.

［16］姜周華，劉福斌，余強，等.電渣重熔空心鋼錠技術(shù)的開發(fā)［J］.鋼鐵，2015，50（10）：30-36.

Manufacturing Technology of The Third Generation Nuclear Power Reactor Coolant Pipe

WANG Jinfei，LI Dianjie，HU Rirong，HAN Baoyun
（New Metallurgy Hi-tech Group Co.，Ltd.，Beijing 100081，China）

Described in the essay is the developments concerning the manufacture technologies for the nuclear power reactor coolant pipe as made both at home and abroad.It is pointed out that at present the process as used at home for making the third generation coolant pipe is first forging the solid electroslag remelting ingot，and then boring the shaped piece with mechanical method.Addressing the disadvantages concerning the conventional manufacturing process for the coolant pipe，i.e.，poor material utilization rate，rather long production cycle and product quality inconsistency，etc.，the orientation of technological improvement is discussed.The result of relevant analysis leads to such a forecast that the hollow forging process using the centrifugally-cast hollow ingot or the electroslag remelting hollow ingot as the blank will eventually replace the currently-employed solid billet forging process.

nuclear power reactor coolant pipe；manufacturing process；AP1000；forging-formation；hollow forging

TG316

A

1001-2311（2016）04-0007-05

2016-03-02；修定日期：2016-03-18）

王金飛（1982-），男，碩士，工程師，從事鋼管制造工藝研究等工作。