壓水堆核電廠核島主設備國產化關注點—大型鍛件

張敬才(中國核動力研究設計院，四川 成都 610041)

壓水堆核電廠核島主設備國產化關注點—大型鍛件

張敬才
(中國核動力研究設計院，四川 成都 610041)

以核島RPV和SG用低合金鋼大型鍛件為對象，分析了其重要性、供需、成熟性，以及法國20世紀七八十年代規模化發展核電的經驗，力挺以進一步深入科研、集中、標準化的做法，加速提升國產大型鍛件的供貨能力。

核電廠；核島主設備；大型鍛件

積極發展核電是中國能源戰略之一，近期核電的發展是以二代改進型核電廠技術為主導，遠期將以引進的經驗證的AP1000作為我國核電自主化的依托項目，通過消化吸收、自主化和再創新，作為我國三代核電廠發展的技術路線，并成為核工業界多數人的共識。

一個二代百萬千瓦級核電機組的核電廠，各種壓力容器約260臺、管道約60 000 m、焊縫約50 000條、用于主回路設備的低合金鋼約為1 200 t、奧氏體不銹鋼約為1 150 t，核電廠總用鋼量約為61 000 t。因此，材料是發展核電重要基礎之一，特別是核島反應堆壓力容器(RPV)及蒸汽發生器(SG)用的低合金鋼(16MND5/SA508-3)大型鍛件已成為我國核島主設備國產化產業鏈中重要鏈節，引起了多方人士關注。

1 關注點之一：材料成本

核電廠建造的特點之一是初投資比較大，按美國“用戶要求文件”（URD）目標比投資是≤1 300 美元/千瓦，但核電廠設計壽期較長，一般為40～60年，還貸期一般為15年。初投資中設備成本約占一半（見圖1），其中核島設備占52.4%、常規島占28.6%、其他兩項為19%；從設計、設備采購角度看，設備采購占51.4%的65.6%，其中材料費約為55%，對RPV而言它的一半多（為28%）為鍛件材料費。因此，僅從材料或鍛件成本看亦值得關注。

2 關注點之二：供需

AP1000和EPR核電廠主設備中需要的大型鍛件是AP1000蒸汽發生器（Δ125）的管板和封頭及EPR堆芯筒體內徑為4 870 mm的反應堆壓力容器的法蘭接管段殼體和堆芯段筒體，不銹鋼用于主管道和主泵殼體，它們的尺寸、重量及鋼錠大小見表1。

據了解，我國目前（2007年底）核電廠和近期發展簡述如下：

在役核電機組 共計11個 870萬千瓦（QS-Ⅰ/1、QS-Ⅱ/2、QS-Ⅲ/2、田灣/2、大亞灣/2、LA-Ⅰ/2）。

核準建造核電機組 共計8個 778萬千瓦（QS-ⅡE/2、LA-Ⅱ/2、紅沿河/4，注：數據截至2007年底。），三門和海陽為引進AP1000機組的核電廠，共計400萬千瓦。

圖1 材料成本Fig.1 Cost of materials

表1 EPR與AP1000主設備部件尺寸、質量及鋼錠大小Table 1 The specification and weight of major equipment components, and the size of steel ingot of EPR and AP1000

2020年應投運 4 000萬千瓦

2020年應在建 1 800萬千瓦

2020年前核電缺口 1 410萬千瓦（投運）/3 210萬千瓦（包括在建）

建造周期 約60個月=約5年

RPV/SG鍛件生產周期 10/12個月=約1年

需要的整套RPV鍛件數量 15/33臺套

需要的整套SG鍛件數量 45/99臺套

按余下時間10年計（已核準建造的14個核電機組的14臺RPV和40臺SG預計于2008-2012年間供貨）

每年RPV出廠 1.5/3.3臺

每年SG出廠 4.5/9.9臺

對上述需求的RPV和SG國產化數量可持謹慎的樂觀態度，原因之一是取決于RPV和SG用的大型鍛件的按時供貨，國產的大型低合金鋼鍛件按時供貨則主要決定于大型鍛件制造工藝（包括工藝過程控制）的成熟性。

3 關注之三：成熟性

對壓水堆核島主設備RPV和SG用的大型鍛件的基本要求是在所有厚度的全斷面上具有合適的強度、足夠的韌性及良好的焊接性。然而，由于冶煉、多爐合澆、錠型與冷卻過程中存在偏析，包括碳偏析、A型偏析、V型偏析等，以及熱處理后的晶粒度和微觀組織的不均勻，導致大型鍛件性能均勻性欠佳或甚至不滿足要求。其原因之一是經驗不足，我國大型鍛件的制造正從試制進入小批量制造階段，還沒有進入專業化的穩定成熟階段，要跨越式提升，適時開展核級大型鍛件制造工藝的科研應受到關注。

特定鋼種的連續冷卻轉變曲線(CCT曲線)描繪由奧氏體化溫度冷至室溫過程中奧氏體的轉變過程及微觀組織，可以利用CCT曲線探討和預知大型鍛件不同斷面厚度冷卻速率下奧氏體的轉變過程及產生的微觀組織，進而推知力學性能并判斷不同厚度及不同斷面厚度處需要的冷卻速率。正火、淬火、焊接過程中，從高溫到低溫的冷卻速率不但可以測量亦可建立理論模型編程進行計算。這些研究結果對大型鍛件的正火、淬火及回火的工藝過程控制具有指導意義。回火過程應關注回火參數對材料韌性的影響，通過研究可以最佳的回火參數來控制回火溫度和保溫時間。

強化工藝過程控制，包括工藝文件完整、記錄齊全、監督全面，已正在成為各廠家認可的共同質保活動，只能加強不能削弱。

在上述解決了核級大型鍛件制造工藝穩定成熟后，再進一步開展高純度高韌性耐中子輻照的核級巨型鍛件研究，以滿足三代壓水堆核島主設備的設計建造需求。

實踐表明，在研制過程中，以核電工程需求為背景，以企業集團為主體，實施企業集團、研究單位和設計單位三結合的方式進行是比較行之有效的模式。

4 關注之四：借鑒

法國在1974年確定了建設34個900 MW機組的標準型壓水堆核電廠，在1975年又制訂了建設20個1 300 MW機組的標準型壓水堆核電廠的計劃。因而，法國在20世紀七八十年代發展核電的情況似乎類似我國目前的狀況。法國在總結其核電快速發展的經驗時，在“成熟的壓水反應堆”（法國核工程技術，No.3）一文中總結為三條：“工業和能力集中；設備和型號標準化；計劃的連續性”。盡管法國國情不同于我國，但它總結的集中-標準化-連續性三點對我們可能有參考價值，其核電發展及標準化的概貌見圖2。

法國當時核電廠設計集中在法馬通，核電業主為國家用戶EDF，而主設備制造主要集中在屬于法馬通制造部下的克羅索-盧瓦爾-夏龍（Creusot-Loire-Salon）地區，負責施工設計和制造RPV、SG、Pzr、RVI等設備，并建有三個中心：無損檢驗、焊接研究及計算分析中心。其大型鍛件全部由克羅索-盧瓦爾重型鑄鍛件廠生產，年產能力達3萬t，鑄鍛件經粗加工探傷合格后發往夏龍廠完成產品制造出廠。當時重型鑄鍛件廠的能力類似甚至不如我國目前的裝備：行車為400 t/225 t/100 t，翻鋼機為190 t，鉗子為200 t，水壓機為6 000～9 000 t各一臺，加熱爐為20 m×4 m×4 m×300 t，熱處理爐為φ10 m×5 m，淬火水池為φ8.6 m×6 m，機加工為多臺8 m數控立車，行車為250 t×2，另配數控鏜銑床及UT等探傷設備多臺。由于其鋼錠不超過200 t，故一些大型鍛件，如透平轉子、RPV封頭鍛板等還采用了鍛件/鍛板拼焊制造。夏龍廠使用這些鍛件自1974年起至1988年的14年間制造了900 MW、1300 MW、1450 MW的RPV計68臺，平均年產達4臺半，當然還有SG等，體現了在核電持續發展規劃下的集中/專業化、標準化管理的巨大優越性。法國20世紀70年代發展核電的集中/專業化、標準化做法可能值得我們借鑒。

5 結束語

本文以壓水堆核電廠核島主設備RPV和SG用低合金鋼大型鍛件為對象，從材料成本關注其重要性、從核電規劃目標關注其供需、從制造技術關注其成熟性、從法國核電發展關注其經驗，目的是進一步引起對我國核電國產化大型鍛件的全面關注，并力挺以進一步的深入科研、集中/專業化和標準化做法加速提升國產大型鍛件的供貨能力，確保我國核電規劃目標順利圓滿的實現。

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

圖2 法國核電發展與核電標準體系Fig.2 French nuclear power development and its standards system

TL35

A

1674-1617(2009)01-0038-04

2008-09-08

張敬才（1937－），男，遼寧本溪人，研究員級高工，主要從事反應堆結構設計和科研工作。