• Peer Review
  • Non-profit
  • Global Open Access
  • Green Channel for Rising Stars
Volume 4 Issue 3
Jul.  2020
Turn off MathJax
Article Contents
Article Navigation >  SOUTHERN ENERGY CONSTRUCTION  > 2017  >  4(3): 119-126

Yizhong YANG, You SHI. Research on NCRs of Domestic-Made SA-508 Heavy Forgings for the Third Generation Passive Nuclear Power Plant[J]. SOUTHERN ENERGY CONSTRUCTION, 2017, 4(3): 119-126. doi: 10.16516/j.gedi.issn2095-8676.2017.03.022
Citation: Yizhong YANG, You SHI. Research on NCRs of Domestic-Made SA-508 Heavy Forgings for the Third Generation Passive Nuclear Power Plant[J]. SOUTHERN ENERGY CONSTRUCTION, 2017, 4(3): 119-126. doi: 10.16516/j.gedi.issn2095-8676.2017.03.022
shu

Research on NCRs of Domestic-Made SA-508 Heavy Forgings for the Third Generation Passive Nuclear Power Plant

doi: 10.16516/j.gedi.issn2095-8676.2017.03.022
  • 1.

    Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute Co., Ltd., Shanghai 200233, China

  • Received Date: 2017-08-18
  • Publish Date: 2020-07-18
  • SA-508 Gr.3 Cl.1 and Cl.2 forgings for RPV and SG of the third generation passive nuclear power plant possess characters of top-level design requirements and high manufacturing difficulties. During the domestic production progress, a certain number of Non Conformance Report (NCR) on mechanical properties were submitted. Design requirements and deviations from ASME code about SA-508 Gr.3 Cl.1 and Cl.2 forgings were studied. The quantitative analysis on the mechanical properties of the forgings was carried out. Results show that low fracture toughness accounts for the major parts of NCR for RPV forgings, while both the low fracture toughness and lower tensile strength are the main reasons of NCR for SG forgings. A research on chemical and heat treatment specialties of SA-508 Gr.3 Cl.1 and Cl.2 forgings used for RPV and SG of was also carried out, in which the contributing factors and countermeasures on the quality instability of domestic-made heavy forgings were studied. In order to overcome the conflict between the manufacturing actuality and design requirements, it makes senses to optimize the process or develop a new process to improve the heavy frogings′ properties.
  • [1] 林诚格. 非能动安全先进核电厂AP1000 [M]. 北京：原子能出版社，2006.
    [2] 郑明光，杜圣华. 压水堆核电站工程设计 [M]. 上海：上海科学技术出版社，2013.
    [3] 杨文斗. 反应堆材料学 [M]. 北京：原子能出版社，2006.
    [4] 詹燕南. 核电站压力容器用钢及其性能 [J]. 大型铸锻件，1984(12)：21-28.
    [5] 李承亮，张明乾. 压水堆核电站反应堆压力容器材料概述 [J]. 材料导报，2008，22(9)：65-68.
    [6] 陈红宇，杜军毅，邓林涛，等. 核反应堆压力容器锻件用SA508系列钢的比较和分析 [J].大型铸锻件，2008(1)：1-3.
    [7] 吴祖乾，顾永康. 核反应堆压力容器主焊缝和不锈钢堆焊层特殊性能研究 [J]. 压力容器，2000，17(5)：15-22.
    [8] 刘利钊. AP1000核岛主设备用SA508-3钢锻件的监造 [J]. 中国核电，2011，4(3)：242-249.
    [9] 谢怀孔. 压力容器用A508-3钢的精炼与铸锭 [J]. 大型铸锻件，1989(3)：41-46.
    [10] 王崇斌，朱文健. 核电站反应堆压力壳用钢断裂韧性要求及安全可靠性分析 [J]. 锅炉技术，1994(6)：8-17.
    [11] ELLIS F V, BYNUM J E. Creep and tensile properties of SA-508 class 3 forging material [J]. American Society of Mechanical Engineers，Pressure Vessels and Piping Division (Publication) PVP，1990(193)：37-46.
    [12] MILELLA P P, PINI A, MARSCHALL，et al. Radiation effects on the mechanical properties of SA-508 Cl.3 forging [J]. ASTM Special Technical Publication，1993(1170)：227-237.
    [13] 刘同湖，李家驹，陈亚茹. 厚壁SA508 C1.3钢接管段锻件的热处理 [J]. 大型铸锻件，2006(4)：9-11.
    [14] 凌进，韩兆隆，李爱平，等. 反应堆压力容器模拟锻件用SA508-3CL钢性能研究 [J]. 金属热处理，2006，31(9)：14-16.
    [15] 施耀新，田洪志. 反应堆压力容器母材60年寿命性能要求及工艺措施 [J]. 发电设备，2012，26(2)：134-137，144.
    [16] FUJIMAKI H, TSUKAMOTO T, WATANABE S，et al. Development and manufacture of steel forgings of ASTM-A 508 Class 2 for nuclear reactor pressure vessels [J]. Nippon Steel Technical Report，1975(7)：21-35.
    [17] 孙明月，李殿中，徐斌. 同质金属构筑成形方法：201511026272. X[P]. 2016-04-27.
    • 通讯作者: 陈斌, bchen63@163.com
    • 1. 

      沈阳化工大学材料科学与工程学院 沈阳 110142

    1. 本站搜索
    2. 百度学术搜索
    3. 万方数据库搜索
    4. CNKI搜索

Figures(8)  / Tables(5)

Get Citation
PDF
XML

Article Metrics

Article views(178) PDF downloads(17) Cited by()

Related

Research on NCRs of Domestic-Made SA-508 Heavy Forgings for the Third Generation Passive Nuclear Power Plant

doi: 10.16516/j.gedi.issn2095-8676.2017.03.022
  • 1. Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute Co., Ltd., Shanghai 200233, China
  • Received Date: 2017-08-18
  • Publish Date: 2020-07-18

Abstract: SA-508 Gr.3 Cl.1 and Cl.2 forgings for RPV and SG of the third generation passive nuclear power plant possess characters of top-level design requirements and high manufacturing difficulties. During the domestic production progress, a certain number of Non Conformance Report (NCR) on mechanical properties were submitted. Design requirements and deviations from ASME code about SA-508 Gr.3 Cl.1 and Cl.2 forgings were studied. The quantitative analysis on the mechanical properties of the forgings was carried out. Results show that low fracture toughness accounts for the major parts of NCR for RPV forgings, while both the low fracture toughness and lower tensile strength are the main reasons of NCR for SG forgings. A research on chemical and heat treatment specialties of SA-508 Gr.3 Cl.1 and Cl.2 forgings used for RPV and SG of was also carried out, in which the contributing factors and countermeasures on the quality instability of domestic-made heavy forgings were studied. In order to overcome the conflict between the manufacturing actuality and design requirements, it makes senses to optimize the process or develop a new process to improve the heavy frogings′ properties.

Yizhong YANG, You SHI. Research on NCRs of Domestic-Made SA-508 Heavy Forgings for the Third Generation Passive Nuclear Power Plant[J]. SOUTHERN ENERGY CONSTRUCTION, 2017, 4(3): 119-126. doi: 10.16516/j.gedi.issn2095-8676.2017.03.022
Citation: Yizhong YANG, You SHI. Research on NCRs of Domestic-Made SA-508 Heavy Forgings for the Third Generation Passive Nuclear Power Plant[J]. SOUTHERN ENERGY CONSTRUCTION, 2017, 4(3): 119-126. doi: 10.16516/j.gedi.issn2095-8676.2017.03.022
shu

    HTML

  • 在三代非能动国产化设计中[1]，反应堆压力容器(reactor pressure vessel，RPV)和蒸汽发生器(steam generator，SG)是核电站一回路冷却剂系统的两个关键设备[2,3]，其设计的服役工况极为苛刻(350 ℃的设计温度、23 MPa的设计压强、60年的设计寿命)[1]。为了保证设备性能能够满足设计要求，RPV和SG的承压边界均采用锻件结构[3,4,5]，RPV和SG分别采用SA-508 Gr.3 Cl.1和SA-508 Gr.3 Cl.2锻件[6,7,8]。

    三代非能动核电单台机组额定发电功率为100万kW，RPV和SG筒体段外径和厚度均较大；同时，对RPV和SG的设计结构进行了优化，减少了环向A类焊缝。筒体段承压边界锻件的数量减少，锻件的高度亦有所增加。由于锻件成品质量大，筒体类锻件外径和锻件高度大，冶炼和浇注时，需采用200～600 t的大型钢锭。钢水冶炼和浇注过程，影响因素多、钢水纯净度控制复杂[9]。RPV和SG用SA-508 Gr.3 Cl.1和SA-508 Gr.3 Cl.2锻件属于低合金钢，合金元素种类和含量控制严格，而锻件力学性能中强度和韧性要求均很严格[10,11,12]，钢水冶炼过程合金化控制难度较大；加之锻件壁厚、锻件最大外径、锻件高度和质量均较大，热处理的淬火过程中锻件整体淬透性和组织均匀性不易控制[13]；而且国内制造的三代非能动核电项目RPV和SG用SA-508锻件尚属首次[14,15,16]。在上述多种因素作用下，国产化SA-508锻件的性能稳定性存在波动，出现了较多性能不符合项报告(Non Conformance Report，NCR)。

    RPV和SG用SA-508大锻件的制造周期较长(订货期一般在6～18个月之间)，造价高昂。锻件NCR的出现，一方面对设备的焊接组装、堆焊等后续加工工期造成严重影响，另一方面也造成高昂的成本开销。因而，NCR一直是业主、工程公司、设备制造厂和设计院、国家核安全局等多方关注的焦点。

1　RPV和SG用SA-508锻件设计要求

  • 三代非能动核电项目材料的设计主要遵循ASME标准，并参考国内相关标准及工程实践经验。

    • 1.1　RPV和SG用SA-508锻件

  • RPV用SA-508 Gr.3 Cl.1锻件、SG用SA-508 Gr.3 Cl.2锻件的特征尺寸和质量统计分别如表1和表2所示。RPV和SG的主要筒体类锻件的最大外径约为4 400～5 500 mm，特征壁厚约为150～250 mm，高度约为1 400～6 000 mm。精加工后锻件的成品质量均在20～100 t左右，大多属于大型锻件。这些锻件由于外形、壁厚和质量均较大，因而对锻件的钢水冶炼、浇注、锻造、淬火和回火热处理等过程的工艺控制提出了极高的要求。

    锻件名称 最大外径/mm 特征壁厚/mm 高度/mm 质量/t
    顶盖 Φ4 780 160 1 950 50
    接管段 Φ4 780 210 3 720 90
    筒身段 Φ4 050 210 4 370 100
    过渡段 R2 010 150 1 410 20
    底封头 R2 010 150 840 10

    Table 1.  The dimensions and weight of SA-508 Gr.3 Cl.1 forgings for RPV

    锻件名称 最大外径/mm 特征壁厚/mm 高度/mm 质量/t
    水室封头 R1 990 250 2 450 70
    管板 Φ4 490 790 1 030 100
    下筒体A Φ4 390 100 980 10
    下筒体B Φ4 380 100 3 460 40
    下筒体C Φ4 420 110 4 260 40
    椎体 Φ5 580 120 2 490 40
    上筒体D Φ5 580 120 5 950 100
    上筒体E Φ5 580 120 5 950 100
    上封头 Φ5 580 120 1 840 60

    Table 2.  The dimensions and weight of SA-508 Gr.3 Cl.2 forgings for SG

    • 1.2　RPV和SG用SA-508锻件设计要求

  • RPV和SG用SA-508锻件主要化学元素成分要求如表3所示。RPV和SG用SA-508锻件力学性能要求如表4所示。

    元素 RPV用SA-508 Gr.3 Cl.1锻件(堆芯区) SG用SA-508 Gr.3 Cl.2锻件
    熔炼分析/% 成品分析/% 熔炼分析/% 成品分析/%
    Co ≤0.02 ≤0.02 ≤0.25 ≤0.25
    Cr ≤0.15 ≤0.15 0.10～0.25 0.10～0.25
    Cu ≤0.06 ≤0.06 ≤0.15 ≤0.15
    Mn 1.20～1.50 1.12～1.58 1.20～1.50 1.12～1.58
    Mo 0.45～0.60 0.40～0.60 0.45～0.60 0.40～0.60
    Ni 0.40～0.85 0.40～0.85 0.60～1.00 0.57～1.03
    Si 0.15～0.40 0.15～0.40 0.15～0.37 0.15～0.37

    Table 3.  The requirements of main chemical composition of SA-508 forgings for RPV and SG

    性能 RPV用SA-508 Gr.3 Cl.1锻件(堆芯区) SG用SA-508 Gr.3 Cl.2锻件
    室温 350℃ 室温 350℃
    屈服强度Rp0.2/MPa ≥345 ≥285 ≥450 ≥370
    抗拉强度Rm/MPa 550～725 ≥505 620～795 ≥558
    断后伸长率A/% ≥18 提供数据 ≥16 提供数据
    断面收缩率Z/% ≥38 提供数据 ≥35 提供数据
    基准无塑性转变温度RTNDT/℃ ≤-23.3 — ≤-21℃ —

    Table 4.  The mechanical requirements of SA-508 forgings for RPV and SG

    当采用真空碳脱氧时，Si含量应不大于0.1%。

    三代非能动核电设计中，RPV和SG用SA-508 Gr.3 Cl.1和SA-508 Gr.3 Cl.2锻件的主要化学成分要求基本相同，仅有Cu、Co、Cr和Ni元素的含量差异较明显。Cu和Ni对于RPV锻件来说，是影响其抗辐照脆化能力的有害元素，因而含量限制比SG锻件更低；Co元素在与一回路冷却剂接触后会活化形成放射性污染，因而RPV锻件限制其含量≤0.02%。Cr是一种强碳化物形成元素，与C容易形成硬质相，有助于提高锻件的强度。SG用SA-508 Gr.3 Cl.2锻件的强度要求值比RPV用SA-508 Gr.3 Cl.1锻件要高50～90 MPa，其对Cr含量的要求也相应提高。RPV和SG用SA-508 Gr.3 Cl.1和SA-508 Gr.3 Cl.2锻件的韧性指标基准无塑性转变温度RTNDT的规定值非常接近，这说明SG用SA-508 Gr.3 Cl.2锻件在保证韧性的情况下，对其强度有着更高的要求。

2　RPV和SG用SA-508锻件NCR

  • 2007—2012年间，随着三代非能动核电项目的推进，各项目的RPV和SG用国产化SA-508 Gr.3 Cl.1和SA-508 Gr.3 Cl.2锻件陆续出现了诸多性能不符合项。

    • 2.1　RPV和SG用SA-508锻件NCR概况

  • 图1所示为2009—2012年间三代非能动核电项目RPV和SG用国产化SA-508 Gr.3 C．1和SA-508 Gr.3 Cl.2锻件不符合项的分类汇总。出现的不符合项中，SG用锻件的不符合项所占比例是RPV用锻件的近2倍。落锤试验(用于测量基准无塑性转变温度RTNDT)不合格造成的占近60%，强度不合格造成的占25%，两者相加占比超过80%，可见国产化SA-508锻件突出的问题是韧性和强度性能的稳定性无法保证。RPV锻件中，顶盖、接管段、筒身段、过渡段和底封头这些筒体类锻件的不符合项占全部锻件不符合项的近60%，其中接管段是筒体类大锻件不符合项出现最多的锻件。而在设计中，接管段锻件由于有上部法兰面、接管开孔和开孔补强因素，上部开孔区域厚度大下部筒体段厚度小，加之整体锻件高度较大，因而接管段锻件在淬火过程中组织均匀性不易控制，锻件较易出现性能不符合的情况。SG锻件中，出现不符合项比例最高的依次是上筒体D、锥形筒体、下筒体A和管板锻件，加起来约60%，其他锻件出现不符合项的比例比较接近。

    Figure 1.  The classification of the NCRs

    • 2.2　RPV用SA-508 Gr.3 Cl.1锻件NCR

  • 对RPV用SA-508 Gr.3 C．1锻件(堆芯区)不符合项报告中无塑性转变温度(nil-ductility transition temperature，NDTT)分布进行统计，结果如图2所示。从图2可以看出，NDTT的实测值接近正态分布，且最大值刚好出现在设计要求的上限值-23℃附近，说明国产RPV用SA-508 Gr.3 C．1锻件目前所能获得的NDTT值在-25℃附近存在一定的范围分布。随着锻件生产过程控制的差异，其NDTT值存在一定的偏离。设计考核值上限-23℃正位于此分布范围内。

    Figure 2.  The NDTT distribution statistics of SA-508 Gr.3 Cl.1 forgings for RPV

    图3所示为RPV用SA-508 Gr.3 C．1锻件(堆芯区)强度分布统计。国产化RPV用SA-508 Gr.3 C．1锻件的强度分布呈现出明显的正态分布特征且分布范围较集中。室温和高温屈服强度均能满足设计要求，且实测值距离设计要求下限值有超过50 Pa的余量；与此同时，室温和高温的抗拉强度则有不到10%的锻件低于设计要求的下限值，而且超过的强度数值不大于20 MPa。可以看出，国产化RPV用SA-508 Gr.3 C．1锻件基本可以满足设计要求。

    Figure 3.  The strength distribution statistics of SA-508 Gr.3 Cl.1 forgings for RPV

    • 2.3　SG用SA-508 Gr.3 Cl.2锻件NCR

  • 图4所示为SG用SA-508 Gr.3 C．2锻件不符合项中无塑性转变温度(NDTT)分布统计。NDTT的实测值接近正态分布，且最大值在-20～-15 ℃之间。

    Figure 4.  The NDTT distribution statistics of SA-508 Gr.3 Cl.2 forgings for SG

    图5所示为SG用SA-508 Gr.3 C．2锻件强度分布统计。国产化SG用SA-508 Gr.3 C．2锻件的强度分布呈现出明显的正态分布特征。SG用SA-508 Gr.3 C．2锻件的室温和高温屈服强度实测值中约有不到5%的情况低于设计要求的下限值，室温和高温的抗拉强度实测值中约有10%～15%的情况低于设计要求的下限值。同时，低于设计要求下限值的情况超过的数值基本在20～30 MPa之内。这说明，目前SG用SA-508 Gr.3 C．2锻件的强度实测值与设计要求差异虽然存在但并不明显，而韧性则与设计值存在较明显差距，对于三代非能动核电项目SG用SA-508 Gr.3 C．2锻件国产化过程，仍需对锻件的韧性影响因素进行更深入的研究。

    Figure 5.  The strength distribution statistics of SA-508 Gr.3 Cl.2 forgings for SG

3　NCR成因讨论

  • 三代非能动核电项目RPV和SG用SA-508Gr.3 Cl.1和SA-508 Gr.3 Cl.2锻件的性能不符合项集中在强度和韧性两方面，而这两者的关键影响因素包括锻件的设计要求、化学成分控制、热处理最大厚度、生产工艺稳定性等。

    • 3.1　RPV和SG用SA-508锻件设计要求分析

  • 三代非能动核电项目RPV和SG用SA-508Gr.3 Cl.1和SA-508 Gr.3 Cl.2锻件的力学性能的规定值与ASME规范的要求基本保持一致，在某些元素的成分范围上要求控制得比ASME规范更严格。具体来说，三代非能动核电项目RPV和SG用SA-508Gr.3 Cl.1和SA-508 Gr.3 Cl.2锻件对Mn、Mo、Si、C、Cr这5种主要合金元素的成分要求与ASME规范要求基本保持一致，而Ni元素的成分范围比ASME规范的规定区间要小。对于RPV用SA-508Gr.3 Cl.1锻件，设计要求的Ni元素含量范围较ASME规定值上限值下降了0.20%，对于SG用SA-508Gr.3 Cl.2锻件，Ni元素含量比ASME规定下限值提高了0.20%且上限值下降了0.20%。

    • 3.2　RPV和SG用SA-508锻件化学成分控制

  • 图6和图7所示为三代非能动核电项目RPV和SG用SA-508 Gr.3 C．1和SA-508 Gr.3 Cl.2锻件主要合金元素化学成分测量值的统计。从分布结果来看，各元素的分布接近典型的正态分布，且分布范围集中、中值附近所占比率较高，这也说明了国产锻件目前化学成分控制的稳定性整体比较出色，国内RPV和SG用SA-508 Gr.3 C．1和SA-508 Gr.3 Cl.2锻件的钢水冶炼和浇注技术水平亦得到良好体现。同时可以看到，几种合金元素的成分控制存在差异，C、Cr、Mn、Ni元素的成分接近规定值的上限，Mo元素位于规定范围的中值附近，Si元素由于钢水冶炼过程中脱氧方式差异成分分布特点呈现分段集中特点。

    Figure 6.  The statistical graph of the main chemical composition of SA-508 Gr.3 Cl.1 forgings for RPV

    Figure 7.  The statistical graph of the main chemical composition of SA-508 Gr.3 Cl.2 forgings for SG

    根据ASME规范，SA-508 Gr.3 Cl.1和SA-508 Gr.3 Cl.2锻件的公称成分为3/4Ni-1/2Cu-Mo，Ni和Mo是主要合金化元素。C元素作为最重要的强化元素，含量在满足设计要求的前提下应尽可能高，以保证锻件的室温和高温强度；适量的Mo元素能提高锻件的高温强度，但是过量的Mo元素加入容易在锻件内部形成脆化的硫化物等析出相降低锻件韧性，因而Mo元素含量位于设计要求的中值；Mn元素的加入可以提高锻件的淬透性，显著提高锻件的组织均匀性和力学性能，因而Mn元素的含量接近设计要求的上限值；Ni元素能够显著的提高锻件的低温韧性，故锻件中Ni元素的含量都接近设计要求的上限值。

    • 3.3　RPV和SG用SA-508锻件热处理难度

  • RPV和SG用SA-508 Gr.3 C．1和SA-508 Gr.3 Cl.2锻件均为调质热处理的低合金钢，除了钢水冶炼工艺、化学成分控制、锻造工艺等因素之外，锻件的调质热处理(淬火后回火)及试料模拟焊后热处理工艺对锻件的强度和韧性均有重要影响。表5为三代非能动核电项目RPV和SG用SA-508 Gr.3 C．1和SA-508 Gr.3 Cl.2锻件热处理要求。三代非能动核电项目对于RPV和SG用SA-508 Gr.3 C．1和SA-508 Gr.3 Cl.2锻件的最低回火温度严格限制，同时模拟焊后热处理的保温时间又比较长。这就使得锻件一方面无法通过较低的回火热处理进一步提升锻件强度，另一方面由于较长时间的模拟焊后热处理使得锻件的强度进一步下降。由此也就不难理解强度要求更高的SG用SA-508 Gr.3 C．2锻件更容易因抗拉强度不足而造成不符合项。

    热处理要求 RPV用SA-508 Gr.3 Cl.1锻件 RPV用SA-508 Gr.3 Cl.2锻件
    回火保温温度/℃ ≥635 ≥620
    回火保温时间/h 每50mm最大截面厚度至少1 h —
    模拟焊后热处理保温温度/℃ 595～620 595～620
    模拟焊后热处理保温时间/h 40 48

    Table 5.  The heat treatment requirements for SA-508 forgings for RPV and SG

    针对淬火不充分而导致锻件强度不足的情况，目前普遍采用在淬火槽里加冰块降低水温或加强冷却水搅拌的方法来改善淬火条件。但这种方式对达到一定深度的材料性能改善效果不明显；对于锻件韧性不足的情况，在保证强度足够的情况下，通常采用提高回火温度或者延长回火保温时间来改善锻件的韧性。

    • 3.4　RPV和SG用SA-508锻件国产化稳定性

  • 图8所示为RPV和SG用SA-508锻件制造流程示意图。

    Figure 8.  The manufacture process diagram of SA-508 forgings

    锻件从钢水冶炼、钢锭浇注、锻造到预备热处理、粗加工、中间热处理、调质热处理一直到性能检验、精加工和UT、MT、PT的无损探伤，整个制造流程复杂、工艺环节众多。加之SA-508锻件的成分控制和力学性能要求严格，锻件在制造过程中的质量控制和稳定性保证面临着各个制造环节交织形成的压力。

    为配套三代非能动核电项目在国内的开展，国内一重、二重和上重相继开展了RPV和SG用SA-508锻件的国产化研制，并由一重率先实现了国产锻件的供货。随着三代非能动核电项目的全面开展，二重和上重亦先后实现了技术攻关，具备国产化锻件的供货能力。但是目前，国内锻件厂在SA-508锻件的质量稳定性控制及锻件合格率方面与国外著名锻件厂仍有现实的差距。

    基于传统锻件的制造工艺及生产设备的限制，三代非能动核电RPV和SG用大型锻件的性能要求考验了国内锻件制造厂的生产能力。SA-508锻件质量稳定性难以控制的重要原因是其尺寸效应，大锻件截面组织及性能的均匀性难以有效控制，同时材料的淬透极限、芯部材料的冷却极限和偏析缩孔等缺陷，限制了大型锻件性能的进一步提高。研究人员从未停止针对大型或复杂铸锻件新工艺的研究，3D打印、金属构筑成形[9,10,11,12,13,14,15,16,17]、粉末冶金-热等静压(PM-HIP)等新型工艺为进一步提升大型锻件性能提供了可能性。鉴于对核电安全性和可靠性的关注，新型制造工艺必须要确保其制造的稳定性，还要保证其制造出来的大型锻件具备足够的性能，特别是力学性能、断裂韧性、疲劳性能和高温蠕变等性能。

    三代非能动核电项目的后续机组建设以及CAP1400机组的开工建造对国产化RPV和SG用SA-508锻件的供货能力和锻件质量稳定性提出了新的挑战，需要后续对锻件性能影响因素和质量控制方面开展更全面和深入的研究。

4　结论

  • 三代非能动核电项目中RPV和SG用SA-508 Gr.3 C．1和SA-508 Gr.3 Cl.2锻件具有最大外径大、壁厚大、质量大的特点，制造难度高，在国产化制造过程中出现了诸多的性能不符合项。SG用锻件的不符合项占比例是RPV用锻件的近2倍。

    对大锻件的不符合项进行统计分析，不合格检验项目中，落锤不合占比60%，强度不合占比25%；RPV用SA-508 Gr.3 C．1锻件的不符合项集中在低温韧性不足，SG用SA-508 Gr.3 C．2锻件的不符合项集中在低温韧性不足、室温和高温抗拉强度不足。

    国产SA-508锻件化学成分控制稳定，主要化学元素呈正态分布。C、Cr、Mn、Ni元素的成分控制在规定值的上限，Mo元素控制在规定值的中值范围。

    为克服SA-508大锻件的制造现状与设计要求的矛盾，亟需对大锻件生产工艺进行优化或采用新型的制造工艺进一步提升大型锻件的性能。

Reference (17)

Catalog

    粤ICP备05062592号-5

    Tel：(020)32115630;(020)32116683

    Email：nfnyjstg@gedi.com.cn

    Host by: China Energy Engineering Group Guandong Electric Power Design Institute CO.,LTD     百度统计

    /

    DownLoad:  Full-Size Img  PowerPoint
    Return
    Return