压水堆核电厂堆内构件结构材料优化选择

王庆田，罗 英，胡朝威，蒋兴钧，王仲辉

（中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室，四川 成都 610041）

压水堆核电厂堆内构件结构材料优化选择

王庆田，罗 英，胡朝威，蒋兴钧，王仲辉

（中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室，四川 成都 610041）

堆内构件是反应堆内部的关键设备，属安全相关级。由于长期工作在高温、高压和高辐照的环境条件，对堆内构件材料的要求较高。结合不同国家堆内构件常用牌号的几种不锈钢材料，分析了它们的耐腐蚀性能、焊接性以及辐照性能等，从而给出了推荐的材料选择。

压水堆；堆内构件；材料；腐蚀；选择

目前我国在建的核电机组，无论是AP1000、M310还是600 MW核电厂，均为压水型反应堆。堆内构件是压水型反应堆内部重要的支承、定位和导向结构，是核岛关键的主设备之一。设计温度为343.3 ℃，安全等级为LS级，抗震类别为I类。堆内构件长期在高温、高压和高辐照的环境条件下运行，并承受冷却剂的高速冲刷，环境条件十分苛刻。在设计寿期内，堆内构件应具有良好的性能，以确保反应堆结构的完整性、安全性和反应堆运行的经济性。为了保证核电站反应堆能安全可靠地运行，堆内构件结构材料的选择显得尤为重要。

本文结合国内外核电厂反应堆堆内构件常用的主体结构材料，给出了压水堆核电厂反应堆堆内构件推荐的材料选择。

1 压水堆核电厂堆内构件材料的选择

堆内构件用材料选择应遵循以下原则：较好的高温强度、塑韧性、抗冲击和耐疲劳性能；中子吸收截面和中子俘获截面以及感生放射性小；抗辐照、耐腐蚀、与冷却剂相容性好；热膨胀系数小；较好的焊接与机加工性能，成本尽可能低。此外，按照URD、RUR的要求，堆内构件应使用经验证的材料，即要求所使用的材料有核电厂运行和服役经验，或与在现有核电厂中有数年成功使用经验的材料具有相同名义化学成分，经受相同的随后工艺步骤（如热处理、制造和安装），并具有相同使用环境条件（如应力水平、水化学环境或温度）的材料[1]。堆内构件常用的奥氏体不锈钢牌号国内外对照表见表1，化学成分见表2，力学性能见表3。关于堆内构件用不锈钢，法国核电厂的吊篮筒体、围板和成形板等主体结构件多选用抗晶间腐蚀性能较好的304LN超低碳奥氏体不锈钢。英国核电厂的堆芯支承板等主体结构件选用304奥氏体不锈钢。德国核电厂堆内构件多选用347和316Ti奥氏体不锈钢。俄罗斯设计的核电厂堆内构件主体结构材料多选用具有抗晶间腐蚀性能的321材料。而美国核电厂堆内构件主体结构材料则选用304、304L和304H不锈钢[2]。

2 国内压水堆核电厂堆内构件常用材料

2.1 M310堆型堆内构件

目前，国内在建和已经建成的M310堆型核电厂，堆内构件用结构材料均为304LN奥氏体不锈钢，相当于法国牌号的Z2CN19-10（控氮），见表4。304LN材料的采购、机加工、焊接等，国内均具有完备且成熟的经验，且堆内构件材料采用304LN，材料类别单一，其线膨胀系数等物理性能一致，相容性较好。

2.2 AP1000核电厂堆内构件

三门核电站与海阳核电站1、2号机组采用了我国引进的第三代AP1000核电技术，堆内构件主体结构材料见表4。按照ASME锅炉及压力容器规范第II卷材料篇的规定，304不锈钢的碳含量要求不大于0.08%（质量百分比，下同），304H不锈钢的含碳量为0.04%～0.10%，316不锈钢的碳含量要求不大于0.08%，见表2。

3 堆内构件常用不锈钢的性能

本节从不锈钢的耐晶间腐蚀性能、耐应力腐蚀开裂、耐点腐蚀与缝隙腐蚀、焊接性与辐照效应等方面分析这几种不锈钢的特点。

3.1 耐晶间腐蚀性能

奥氏体不锈钢虽然具有优良的耐腐蚀性能，但经形变加工和焊接后在硫酸、硝酸、氢氟酸等敏感介质作用下，仍存在着晶间腐蚀的可能。晶间腐蚀产生的机理争议很多，但是“贫铬理论”是最为广泛认可的机理。固溶状态时，碳在奥氏体中的溶解度可达0.2%，随着温度的降低，碳在奥氏体相中的溶解度急剧减小，在室温的极限溶碳量仅为0.03%左右。当材料加热或冷却过程中缓慢经过450～850 ℃的温度区间时，过饱和的碳将从奥氏体中析出，且碳原子向晶界的扩散速度比铬原子快，故使碳与晶界附近的铬形成Cr23C6的碳化物并优先沉淀在相界和晶界上，从而造成晶间贫铬。

表1 堆内构件常用奥氏体不锈钢国内外牌号对照表Table 1 Parallel table of stainless steel brand used in RVI

表2 堆内构件常用不锈钢材料的化学成分Table 2 Chemical requirements for stainless steel usually used in RVI

表3 堆内构件常用不锈钢材料的力学性能Table 3 Mechanical properties of stainless steel usually used in RVI

不同碳含量对不锈钢在特殊强腐蚀条件下晶间腐蚀的影响见图1，可以看出碳含量越低，发生晶间腐蚀需要的时间越长[3]。添加钛、铌、钽和锆等也能有效防止奥氏体不锈钢的晶间腐蚀[4]。此外，不锈钢中氮对析出行为具有重要影响。N的存在抑制了Cr23C6的析出[3]，从而使发生晶间腐蚀的温度升高，时间延长，如图2。适量的氮可以提高奥氏体不锈钢耐晶间腐蚀和晶间应力腐蚀的性能[5]，主要是由于氮降低铬在钢中的活性，氮作为表面活性元素优先沿晶界偏聚，抑制并延缓Cr23C6的析出，降低晶界处铬的贫化度。

表4 三门与海阳核电厂堆内构件结构材料Table 4 Structural materials of RVI in Sanmen and Haiyang NPPs

因此，从耐晶间腐蚀性来说，304L、304LN和316LN超低碳不锈钢以及321和347不锈钢是堆内构件主体结构材料的更优的选择。

3.2 抗应力腐蚀开裂性能

图1 碳对不锈钢晶间腐蚀的影响Fig.1 Influence of carbon to intergranular corrosion of stainless steel

图2 氮对不锈钢晶间腐蚀的影响Fig.2 Influence of nitrogen to intergranular corrosion of stainless steel

应力腐蚀开裂（SCC）是指敏感金属或合金在一定的拉应力和一定的腐蚀介质环境共同作用下产生的一种特殊断裂方式，钢在应力作用下发生滑移，使表面钝化膜破裂，露出活泼的新鲜表面，滑移也使位错密集和缺位增加，促使某些元素或杂质在滑移带偏析，这都导致活性阳极区的形成。在腐蚀介质作用下发生阳极溶解，在溶解过程中又产生阳极极化，阳极周围钝化，蚀坑周边重新生成钝化膜，随后在应力的继续作用下，蚀坑底部的应力集中使钝化膜破裂，这时产生新的活性阳极区继续溶解、钝化、滑移、破裂，周而复始环下去，导致SCC不断向开裂前沿发展，造成纵深裂纹，直至断裂。应力腐蚀分为穿晶应力腐蚀和晶间应力腐蚀。穿晶应力腐蚀主要发生在含氯离子介质中，很少发生在氢氧化物介质中；晶间应力腐蚀发生在一般的水溶液介质中。

影响奥氏体不锈钢应力腐蚀开裂的因素很多，碳含量大于0.06%时，应力腐蚀开裂的敏感性增大[6]。适量的氮可以提高奥氏体不锈钢耐晶间腐蚀和晶间应力腐蚀的性能[7-8]。在含氮高的钢中虽有氮化铬在晶界析出，但由于氮化铬沉淀速度很慢，敏化处理不会造成晶界贫铬[9]。此外，添加Mo有利于奥氏体不锈钢的耐硫酸的应力腐蚀开裂[6]，304较304L不锈钢发生SCC的概率大幅增加[10]，在288 ℃高温水中的应力腐蚀破裂，304L的断裂所需的时间较304小得多[11]。

基于以上分析，从耐应力腐蚀开裂角度，304L、304LN和316LN不锈钢是较为理想的堆内构件用材料。

3.3 耐点腐蚀与缝隙腐蚀性能

点腐蚀是指在金属材料表面大部分不腐蚀或腐蚀轻微而分散发生高度的局部腐蚀，常见蚀点的尺寸小于1.00 mm，深度往往大于表面孔径，轻者有较浅的蚀坑，严重的甚至形成穿孔。缝隙腐蚀是指在金属构件缝隙处发生斑点状或溃疡形的宏观蚀坑，当金属表面出现某种沉淀或附着物时产生，是局部腐蚀的一种形式，它可能出现在溶液停滞的缝隙之中或屏蔽的表面内。

合金元素Cr、Mo、N和Ni是提高奥氏体不锈钢耐点腐蚀的最有效的元素，而提高奥氏体不锈钢耐缝隙腐蚀的合金元素包括Cr、Mo和Ni[12-13]。Mo可提高钝化膜的强度，显著增强耐局部腐蚀性。特别是抗氯离子点蚀，同时能提高还原性介质中，如硫酸、磷酸及有机酸中的耐蚀性。由于Mo是铁素体形成元素，为了平衡组织，加Mo的不锈钢中应相应增加Ni等奥氏体形成元素含量。N是剧烈的奥氏体形成和稳定元素，其Ni当量为30。可显著提高钢的强度，增强抗点蚀及缝隙腐蚀的能力[14-15]，并能减少δ相析出，防止高温脆性，使奥氏体具有良好的抗敏化能力。有研究表明，在同等条件下，304LN的耐点腐蚀性能约为321的四分之一[16-17]。

仅就耐点腐蚀和缝隙腐蚀而言，304LN、316和316LN不锈钢是较为理想的选择。

3.4 焊接性

虽然奥氏体不锈钢的焊接性较好，但若不采取正确的预防措施也会出现焊接性问题。

材料的焊接性可通过裂纹敏感度指数来确定，包括冷裂纹敏感指数（Pcm）和热裂纹敏感指数（Hes），可经验公式计算获得：

上述公式通常用来计算低合金高强度钢的焊接性，但其计算结果对不锈钢的焊接性具有一定的参考意义。根据公式（1）和公式（2）计算出各种牌号不锈钢的裂纹敏感指数，见表5。从表中可知，304LN不锈钢的冷裂纹敏感指数和热裂纹敏感指数均最低，而316不锈钢的冷裂纹敏感指数最高，304H不锈钢的热裂纹敏感指数最高。Creq/Nieq比值影响不锈钢的焊接性，Creq/Nieq比值达到一定值后，抗裂纹阻力会剧烈增加[18]，不同Creq/Nieq比值对不锈钢抗裂性的影响见图3。文献[4]也认为，铬镍比小于1.61时，容易产生热裂纹。此外，C含量较低，有利于控制不锈钢焊接接头的刀状腐蚀[19],超低碳不锈钢可以克服焊接接头的刀状腐蚀[4]。

综合焊接性因素，304LN不锈钢是反应堆结构材料理想的选择。

表5 不锈钢的焊接性Table 5 Weldability of stainless steel

图3 Creq/Nieq比值对不锈钢抗裂性的影响Fig.3 Influence of Creq/Nieqto corrosion resistance of stainless steel

3.5 辐照效应

关于不锈钢的辐照效应，虽然有研究表明元素硼和氮受到快中子辐照后，通过（n，α）反应和（n，p）反应会生成He和H，形成He气泡导致He脆化。但对于压水堆而言，除靠近堆芯的围筒组件外，堆内构件的快中子注量率为1021n/cm2数量级，较快堆1023n/cm2的注量率小的多。因此，由N元素导致的不锈钢的He脆等辐照效应主要出现在快堆（平均能量为0.1 MeV）和改进型气冷堆，对于平均能量为0.025 MeV的热中子堆，辐照效应较小，对反应堆的安全威胁不大[20-21]。

4 堆内构件结构材料选择

4.1 非超低碳不锈钢的应用

根据前文分析，304H、304和316不锈钢可能带来晶间腐蚀、应力腐蚀等危险，且原材料采购过程中，若按照ASTM A262进行敏化处理，弯曲试验均出现裂纹，即材料的耐晶间腐蚀性能不合格，这也是ASME规范对原材料采购不强制要求进行敏化态晶间腐蚀的原因。

本文认为，304H、304和316不锈钢在焊接等热加工过程中，由于焊接热循环将很难避免焊接接头的敏化，导致晶间贫铬。之所以没有在商运的核电站中发生晶间腐蚀和应力腐蚀开裂是由于一回路水化学对硫酸盐、氯化物、氟化物、氧等杂质元素的严格控制，因为无论是晶间腐蚀还是应力腐蚀均发生在腐蚀环境中。一回路水化学严格限制了补水水质、冷态水压试验和热态功能试验水质、换料、维修和热停堆期间水质以及正常功率运行期间的反应堆冷却剂水质，避免了反应堆运行在腐蚀环境中。但在事故工况下，冷却剂的水质很难达到设计要求，加大了反应堆出现腐蚀破裂的风险。因此，从固有安全性分析，304H、304和316不锈钢不是堆内构件结构材料的最佳选择。

4.2 推荐的材料选择

根据堆内构件材料的选材要求，从耐晶间腐蚀性能、耐应力腐蚀开裂性能、耐点腐蚀和缝隙腐蚀性能、焊接性以及辐照效应的分析结果，结合反应堆一回路水化学要求及国内外堆内构件失效案例，304LN和316LN是堆内构件主体结构材料较为理想的选择。但在316LN中，Mo是铁素体形成元素，为了平衡组织，加Mo的同时应当相应增加Ni等奥氏体形成元素含量。与304LN相比，316LN需要增加30%左右的Ni含量，由于Ni价格较高，造成材料的成本增加较多。此外，Ni受到辐照活化后会产生60Co导致放射性增大，且Ni受到高注量的快中子辐照后，会产生核脆问题。由表6可知，304LN与304、304H、316、316LN在350 ℃的屈服强度值Sy和基本许用应力值基本相同Sm，综合考虑，因此，对于堆内构件主体结构材料，宜选用304LN，而对于用量较少的螺栓紧固件和销连接件用材料，可选用316LN。

N元素对不锈钢耐腐的影响较为复杂，除了前文所述及的对耐晶间腐蚀性能和耐点腐蚀性能有益外，N元素还会对不锈钢的性能产生不利影响。N含量会导致焊缝中的铁素体含量降低很多，吸收0.1%的N，将使焊缝金属中铁素体的含量降低约8%，容易产生焊接裂纹。此外，还有研究表明，N使不锈钢的抗应力腐蚀开裂性能恶化[12]。因此，要控制N元素的含量。推荐的堆内构件用304LN与316LN不锈钢化学成分要求见表7。

表6 不锈钢的基本许用应力强度值Sm和屈服强度值SyTable 6 Allowable basic stress intensity values Sm and yield strength values Sy

表7 推荐的堆内构件用304LN和316LN的化学成分Table 7 Recommended chemical requirements for 304LN and 316LN used in RVI

5 结束语

材料设计是堆内构件设计的重要环节，材料性能的优劣直接威胁着核电厂的安全。压水堆核电厂堆内构件常用的结构材料包括304H、304、304LN、321、316、316LN等，且这些材料在国际上均具有成功的使用经验，满足URD、EUR等对材料的要求，虽然RCC-M、ASME规范规定的这些常用材料的基本许用应力强度值和高温屈服强度值相同，但还是存在差异：

1）耐腐蚀性能存在差异，304LN的耐应力腐蚀开裂、点腐蚀和缝隙腐蚀性较好，尤其是不锈钢焊接时敏化可能导致的晶间腐蚀，降低了核电厂运行时堆内构件的固有安全性；

2）物理性能存在差异，采用单一牌号的304LN材料，由于材料线膨胀系数等相同，结构的相容性较好，且不需考虑过盈配合、过渡配合时的材料线膨胀系数的差异；

3）焊接性，高碳材料的焊接性较低碳、超低碳材料差，必须采用焊接线能量较小的焊接方法，且需严格控制焊接时的最大焊接线能量，加大了堆内构件的焊接制造难度；

4）采用不同牌号的材料，增加了采购的成本及难度。

综合以上分析，本文认为304LN是压水型反应堆堆内构件主体结构材料理想的选择，316LN是压水型反应堆堆内构件螺纹紧固件和销连接件材料理想的选择。

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Optimum Option of Structural Materials of Reactor Vessel Internals in PWR Nuclear Power Plant

WANG Qing-tian, LUO Ying, HU Chao-wei, JIANG Xing-jun, WANG Zhong-hui
(Key Laboratory of Science and Technology on Reactor System Design Technology,
Nuclear Power Institute of China, Chengdu, Sichuan Prov. 610041，China)

As a key equipment, reactor vessel internals (RVI) influence the safety of nuclear power plant. There is a rigid requirement for the structural material of reactor vessel internals because of the high temperature, high pressure and high dose irradiation. Combining the stainless steel usually used in different nations, the paper analyzes the corrosion resistance property, weldability and irradiation property and recommends the optimum stock option.

PWR; reactor vessel internals; material; corrosion; option

TM623 Article character：A Article ID：1674-1617（2016）04-0298-08

TM623

A

1674-1617（2016）04-0298-08

2016-09-10

王庆田（1982—），男，成都人，高级工程师，硕士，现从事核反应堆堆内构件的焊接、材料等方面设计研究工作。