压水堆核电厂核岛主设备国产化关注点—大型锻件

张敬才(中国核动力研究设计院，四川 成都 610041)

压水堆核电厂核岛主设备国产化关注点—大型锻件

张敬才
(中国核动力研究设计院，四川 成都 610041)

以核岛RPV和SG用低合金钢大型锻件为对象，分析了其重要性、供需、成熟性，以及法国20世纪七八十年代规模化发展核电的经验，力挺以进一步深入科研、集中、标准化的做法，加速提升国产大型锻件的供货能力。

核电厂；核岛主设备；大型锻件

积极发展核电是中国能源战略之一，近期核电的发展是以二代改进型核电厂技术为主导，远期将以引进的经验证的AP1000作为我国核电自主化的依托项目，通过消化吸收、自主化和再创新，作为我国三代核电厂发展的技术路线，并成为核工业界多数人的共识。

一个二代百万千瓦级核电机组的核电厂，各种压力容器约260台、管道约60 000 m、焊缝约50 000条、用于主回路设备的低合金钢约为1 200 t、奥氏体不锈钢约为1 150 t，核电厂总用钢量约为61 000 t。因此，材料是发展核电重要基础之一，特别是核岛反应堆压力容器(RPV)及蒸汽发生器(SG)用的低合金钢(16MND5/SA508-3)大型锻件已成为我国核岛主设备国产化产业链中重要链节，引起了多方人士关注。

1 关注点之一：材料成本

核电厂建造的特点之一是初投资比较大，按美国“用户要求文件”（URD）目标比投资是≤1 300 美元/千瓦，但核电厂设计寿期较长，一般为40～60年，还贷期一般为15年。初投资中设备成本约占一半（见图1），其中核岛设备占52.4%、常规岛占28.6%、其他两项为19%；从设计、设备采购角度看，设备采购占51.4%的65.6%，其中材料费约为55%，对RPV而言它的一半多（为28%）为锻件材料费。因此，仅从材料或锻件成本看亦值得关注。

2 关注点之二：供需

AP1000和EPR核电厂主设备中需要的大型锻件是AP1000蒸汽发生器（Δ125）的管板和封头及EPR堆芯筒体内径为4 870 mm的反应堆压力容器的法兰接管段壳体和堆芯段筒体，不锈钢用于主管道和主泵壳体，它们的尺寸、重量及钢锭大小见表1。

据了解，我国目前（2007年底）核电厂和近期发展简述如下：

在役核电机组 共计11个 870万千瓦（QS-Ⅰ/1、QS-Ⅱ/2、QS-Ⅲ/2、田湾/2、大亚湾/2、LA-Ⅰ/2）。

核准建造核电机组 共计8个 778万千瓦（QS-ⅡE/2、LA-Ⅱ/2、红沿河/4，注：数据截至2007年底。），三门和海阳为引进AP1000机组的核电厂，共计400万千瓦。

图1 材料成本Fig.1 Cost of materials

表1 EPR与AP1000主设备部件尺寸、质量及钢锭大小Table 1 The specification and weight of major equipment components, and the size of steel ingot of EPR and AP1000

2020年应投运 4 000万千瓦

2020年应在建 1 800万千瓦

2020年前核电缺口 1 410万千瓦（投运）/3 210万千瓦（包括在建）

建造周期 约60个月=约5年

RPV/SG锻件生产周期 10/12个月=约1年

需要的整套RPV锻件数量 15/33台套

需要的整套SG锻件数量 45/99台套

按余下时间10年计（已核准建造的14个核电机组的14台RPV和40台SG预计于2008-2012年间供货）

每年RPV出厂 1.5/3.3台

每年SG出厂 4.5/9.9台

对上述需求的RPV和SG国产化数量可持谨慎的乐观态度，原因之一是取决于RPV和SG用的大型锻件的按时供货，国产的大型低合金钢锻件按时供货则主要决定于大型锻件制造工艺（包括工艺过程控制）的成熟性。

3 关注之三：成熟性

对压水堆核岛主设备RPV和SG用的大型锻件的基本要求是在所有厚度的全断面上具有合适的强度、足够的韧性及良好的焊接性。然而，由于冶炼、多炉合浇、锭型与冷却过程中存在偏析，包括碳偏析、A型偏析、V型偏析等，以及热处理后的晶粒度和微观组织的不均匀，导致大型锻件性能均匀性欠佳或甚至不满足要求。其原因之一是经验不足，我国大型锻件的制造正从试制进入小批量制造阶段，还没有进入专业化的稳定成熟阶段，要跨越式提升，适时开展核级大型锻件制造工艺的科研应受到关注。

特定钢种的连续冷却转变曲线(CCT曲线)描绘由奥氏体化温度冷至室温过程中奥氏体的转变过程及微观组织，可以利用CCT曲线探讨和预知大型锻件不同断面厚度冷却速率下奥氏体的转变过程及产生的微观组织，进而推知力学性能并判断不同厚度及不同断面厚度处需要的冷却速率。正火、淬火、焊接过程中，从高温到低温的冷却速率不但可以测量亦可建立理论模型编程进行计算。这些研究结果对大型锻件的正火、淬火及回火的工艺过程控制具有指导意义。回火过程应关注回火参数对材料韧性的影响，通过研究可以最佳的回火参数来控制回火温度和保温时间。

强化工艺过程控制，包括工艺文件完整、记录齐全、监督全面，已正在成为各厂家认可的共同质保活动，只能加强不能削弱。

在上述解决了核级大型锻件制造工艺稳定成熟后，再进一步开展高纯度高韧性耐中子辐照的核级巨型锻件研究，以满足三代压水堆核岛主设备的设计建造需求。

实践表明，在研制过程中，以核电工程需求为背景，以企业集团为主体，实施企业集团、研究单位和设计单位三结合的方式进行是比较行之有效的模式。

4 关注之四：借鉴

法国在1974年确定了建设34个900 MW机组的标准型压水堆核电厂，在1975年又制订了建设20个1 300 MW机组的标准型压水堆核电厂的计划。因而，法国在20世纪七八十年代发展核电的情况似乎类似我国目前的状况。法国在总结其核电快速发展的经验时，在“成熟的压水反应堆”（法国核工程技术，No.3）一文中总结为三条：“工业和能力集中；设备和型号标准化；计划的连续性”。尽管法国国情不同于我国，但它总结的集中-标准化-连续性三点对我们可能有参考价值，其核电发展及标准化的概貌见图2。

法国当时核电厂设计集中在法马通，核电业主为国家用户EDF，而主设备制造主要集中在属于法马通制造部下的克罗索-卢瓦尔-夏龙（Creusot-Loire-Salon）地区，负责施工设计和制造RPV、SG、Pzr、RVI等设备，并建有三个中心：无损检验、焊接研究及计算分析中心。其大型锻件全部由克罗索-卢瓦尔重型铸锻件厂生产，年产能力达3万t，铸锻件经粗加工探伤合格后发往夏龙厂完成产品制造出厂。当时重型铸锻件厂的能力类似甚至不如我国目前的装备：行车为400 t/225 t/100 t，翻钢机为190 t，钳子为200 t，水压机为6 000～9 000 t各一台，加热炉为20 m×4 m×4 m×300 t，热处理炉为φ10 m×5 m，淬火水池为φ8.6 m×6 m，机加工为多台8 m数控立车，行车为250 t×2，另配数控镗铣床及UT等探伤设备多台。由于其钢锭不超过200 t，故一些大型锻件，如透平转子、RPV封头锻板等还采用了锻件/锻板拼焊制造。夏龙厂使用这些锻件自1974年起至1988年的14年间制造了900 MW、1300 MW、1450 MW的RPV计68台，平均年产达4台半，当然还有SG等，体现了在核电持续发展规划下的集中/专业化、标准化管理的巨大优越性。法国20世纪70年代发展核电的集中/专业化、标准化做法可能值得我们借鉴。

5 结束语

本文以压水堆核电厂核岛主设备RPV和SG用低合金钢大型锻件为对象，从材料成本关注其重要性、从核电规划目标关注其供需、从制造技术关注其成熟性、从法国核电发展关注其经验，目的是进一步引起对我国核电国产化大型锻件的全面关注，并力挺以进一步的深入科研、集中/专业化和标准化做法加速提升国产大型锻件的供货能力，确保我国核电规划目标顺利圆满的实现。

The main factor of localization of nuclear island major equipment of PWR nuclear power plant Large forgings

ZHANG Jing-cai
(Nuclear Power Institute of China，Chengdu of Sichuan Prov. 610041，China)

Taking the RPV and SG made of low alloy steel large forgings in nuclear island as an examaple, the importance, supply and demand, and maturity of large forgings, as well as the specialized and standardized practices of France to develop nuclear power in the 1970s are studied in this paper. And further in-depth R&Ds are advocated with an aim to improve the domestic supply capacity of large forgings following the centralized and standardized practice.

nuclear power plant; nuclear island main equipment; large forging localization

图2 法国核电发展与核电标准体系Fig.2 French nuclear power development and its standards system

TL35

A

1674-1617(2009)01-0038-04

2008-09-08

张敬才（1937－），男，辽宁本溪人，研究员级高工，主要从事反应堆结构设计和科研工作。