第三代核电锻造主管道用奥氏体不锈钢的性能对比和分析

王 放 盖仁涛 漆向前 郭 建 陈红宇

(1．中广核工程有限公司，广东518124；2．二重(德阳)重型装备有限公司，四川618013；3．国家能源极端装备虚拟制造重点实验室，四川618013)

随着我国新建核电项目的重启和核电安全性的需要，我国新核准建设的三代压水堆技术主要包括国家电投开发的CAP1000CAP1400、中核华龙一号和中广核华龙一号。压水堆核岛一回路主管道是连接反应堆压力容器、蒸汽发生器和主循环泵的大型厚壁承压管道，是核蒸汽供应系统输出堆芯热能、形成封闭回路的“大动脉”[1]。为提高核电站运行时的安全性，降低在役检查工作量，三代核电主管道在设计时均采用奥氏体不锈钢整体锻造结构。

本文根据第三代压水堆核电站核岛一回路主管道的服役环境和性能要求，对国内三代核电锻造主管道用奥氏体不锈钢316LN、X2CrNiMo18.12(控氮)、X2CrNi19.10(控氮)的性能进行了对比，分析了不同材料的工艺性能、使用性能的优缺点，为第三代压水堆核电站核岛一回路主管道的设计、制造、安装、在役检查和寿命评估提供参考。

1 工况环境和性能要求

1.1 工况环境

1.2 性能要求

我国目前采用的三代核电技术采用ASME标准或RCC标准进行设计、设备制造和建造，其中CAP1000CAP1400采用ASME标准，主管道材料标准采用ASME第二卷A篇SA-376 TP316LN；中核、中广核开发的华龙一号采用RCC标准，主管道材料标准采用RCC-M篇M3321 X2CrNiMo18.12(控氮)或X2CrNi19.10(控氮)。采用的材料标准虽然不同，但标准和采购技术规范要求的性能检验项目基本相同，主要包括室温拉伸、350℃高温拉伸、室温冲击、压扁试验、晶间腐蚀、晶粒度、金相组织、夹杂物等。

(1)强度、塑性和韧性

由于四种机型设计温度、设计压力基本相同，设计对室温强度、高温强度、塑性和韧性要求基本相同，两种标准对室温拉伸、高温拉伸和室温冲击性能要求见表1。

(2)抗晶间腐蚀和应力腐蚀性能要求

表1 力学性能要求对比表Table 1 Comparison of mechanical property requirements

表2 锻造主管道材料成品化学成分要求(质量分数，%)Table 2 Chemical composition requirements of finished forged main pipeline(mass fraction, %)

主管道工作时长期受到反应堆冷却剂介质的腐蚀，现场焊接过程中，主管道热影响区和焊缝区会在480～820℃之间停留，处于碳化铬的析出区间，具有产生晶间腐蚀的风险，要求材料具备抗晶间腐蚀能力。反应堆压力容器、蒸汽发生器、主泵等主设备靠主管道连接，现场组焊过程中，设备之间虽然可以平动补偿热收缩，但仍在拘束状态下进行的焊接，焊接过程产生较大的残余应力，在长期服役过程中，残余应力和介质腐蚀的叠加，容易产生应力腐蚀[3]。

(3)抗辐照脆化性能要求

二代铸造主管道的辐照脆化研究表明，δ铁素体的调幅分解是引起主管道热老化的主要原因，伴随调幅分解的进行，富Cr的α′相、富Ni和Si的G脆性相在铁素体内和位错线上析出，铁素体内的调幅分解和G相的析出是热老化脆化的主要原因[4]。从主管道选材的趋势来看，降低母材和焊缝区的铁素体含量是主管道选材的趋势。

2 性能对比和分析

2.1 化学成分

316LN、X2CrNiMo18.12(控氮)和X2CrNi19.10(控氮)同属Cr-Ni奥氏体不锈钢，316LN和X2CrNiMo18.12(控氮)化学成分相近，属316系列奥氏体不锈钢，X2CrNi19.10(控氮)属304系列奥氏体不锈钢，三种钢的化学成分要求见表2。

2.2 强度、塑性和韧性对比

不锈钢属于特殊钢的范畴，力学性能指标和抗腐蚀能力是特殊钢追求的双重目标。从表1和表2可以看出，316LN不锈钢由于N含量较高，不论是强度、塑性、韧性均较好，余量较大。X2CrNiMo18.12(控氮)不锈钢N含量虽低一些，但添加了Mo元素，力学性能也有一定余量。

2.3 抗晶间腐蚀能力

影响不锈钢晶间腐蚀能力的主要因素是合金中的C元素含量，从表2可以看出，316LN中C含量要求最低，抗晶间腐蚀能力最好。X2CrNiMo18.12(控氮)和X2CrNi19.10(控氮)中C含量要求≤0.035%，也达到了RCC-M标准免做晶间腐蚀试验的条件。

2.4 抗热老化能力

δ铁素体含量是影响热老化能力的主要原因，结合图1不锈钢德龙图和图2平衡态Fe-C热力学分析[5]以及生产实际，可以看出316LN母材中不含δ铁素体，X2CrNiMo18.12(控氮)母材中含少量或不含δ铁素体，X2CrNi19.10(控氮)中要含5%以上的铁素体，316LN不锈钢抗热老化能力最好。

图1 不锈钢德龙图Figure 1 Delong diagram of stainless steel

2.5 现场安装焊接工艺性能对比

奥氏体不锈钢的材料特性决定了其在现场焊接局部加热和冷却条件下容易产生拉应力裂纹。316LN母材中不含δ铁素体，X2CrNiMo18.12(控氮)母材仅含极少量δ铁素体，X2CrNi19.10(控氮)母材仅含少量δ铁素体，δ铁素体由于能够溶解更多的杂质元素，塑性较好，能够缓解焊接裂纹的产生，所以X2CrNi19.10(控氮)的焊接性能最好。

图2 平衡态Fe-C热力学分析Figure 2 Thermodynamic analysis of equilibrium Fe-C

2.6 主管道制造工艺难点对比

第三代核电锻造主管道的制造难点主要包括冶炼、锻造、弯曲成形和固溶热处理。在冶炼方面，316LN、X2CrNiMo18.12(控氮)和X2CrNi19.10(控氮)三种材料冶炼难度相当，主要是冶炼过程C、N以及残杂元素的控制。在锻造方面，主要是锻造裂纹和晶粒度的控制，其中X2CrNi19.10(控氮)锻造过程会存在少量的δ铁素体，但对锻造性能影响不大，三种材料的锻造难度相当。在弯曲成形方面，R=1.5D弯管冷弯成形需要的最大延伸率理论为33%，三种材料的实际延伸率约60%，塑性均满足冷弯成形需要。在固溶热处理后的性能保证方面，316LN和X2CrNiMo18.12(控氮)力学性能表现出较大的富裕量，X2CrNi19.10(控氮)虽然能够满足要求，但由于不含Mo元素，高温强度较低，要满足高温强度指标要求，必须严格控制晶粒度、化学成分和固溶热处理参数。

3 结论

通过对国内三代核电锻造主管道用奥氏体不锈钢316LN、X2CrNiMo18.12(控氮)、X2CrNi19.10(控氮)的各项性能进行对比，全面分析了三种材料的工艺性能、使用性能的优缺点。316LN和X2CrNiMo18.12(控氮)作为第三代压水堆锻造主管道的材料，在强度、塑性、韧性、抗晶间腐蚀能力、抗热老化能力方面具有明显的优势，是三代核电锻造主管道目前最合适的选材。