1 锅炉钢及核电用钢

    核电装置用材料 , 与以往的化工设备等相比 , 要求很特殊的安全性和可靠性。由于核反应而产生各种苛刻环境 ,所使用的金属材料也各种各样 , 而且对有关材料的研究、开发特别活跃。

    锅炉钢主要指用来制造过热器、主蒸汽管和锅炉火室受热面用的材料。锅炉受压元件所使用的钢材 , 其性能好坏对保证锅炉安全运行至关重要。锅炉在制造过程中受到各种加工 （ 冷加工成形、焊接等 ）， 在运行时 , 受到锅内水与蒸汽的压力作用 , 同时又受到火焰或烟气的烘烤或冲刷 , 以及锅水和烟气中有害物质对钢材的腐蚀 , 其工作条件恶劣。因此 , 对锅炉用钢材要求比较严格 , 普通钢材是不能用于锅炉受压元件的。所以说 , 锅炉钢和核电用钢有很大的共同点。

    2 锅炉钢及核电用钢的特点

    锅炉虽然是承受一定温度的受压设备 , 但冷脆性也是一个值得注意的现实问题 ; 锅炉受压元件在制造和检修时要进行水压试验 , 试验水温过低时 , 可能使钢材出现冷脆性。锅炉构架 , 特别是露天布置的锅炉钢制构架 , 在较低的环境温度下工作时，也可能发生冷脆现象。

    人们虽然对冷脆现象进行了大量的实验和研究 , 但对冷脆现象的本质和原因仍未获得深入的了解和一致的观点 ,只是大体上获得了避免冷脆性的具体方法 : 即通过实验找出钢材的“冷脆临界转变温度”， 保证钢材在制造、使用和维护中的温度高于这个温度。

    冷脆临界转变温度。指钢材的冲击韧性明显下降时相应的温度。实际上它不是一个具体的温度数值 , 而是一个温度区间 , 随材料、试件、试验方法等的不同而有不同的数值。

    对锅炉受热受压元件选用材料的考虑 , 不仅仅是一般意义上的强度、抗腐蚀、抗氧化性能中的某一项技术指标 ,而是寻求一种具有保证机组安全可靠运行的、并具备优良工艺性能和良好质价比的材料。

    2.1低合金钢（压力容器用）

    因为核反应堆特别要求安全性 , 所以选材时重视使用业绩。例如 , 美国初期广泛使用发电锅炉和石化压力容器上使用的ASTMA212Gr.B。但是，这一钢种，因为提高蠕变特性 , 所以 , 板愈厚韧性就愈差 , 同时强度也低。因此 , 采用具有相同锅炉用钢系列的经正火 - 回火处理后使用的 Mn-Mo 系列 ASTMA302Gr.B钢。但因 A302Gr.B 钢韧性也随着板厚的增加而恶化 , 加 Ni 改善韧性 , 改变为淬火 - 回火的热处理来改善性能 , 而作为AS533B 钢 , 现在积累了一些业绩。为了对应反应堆压力容器的大型化 , 作为高强度、高韧性的钢材 , 在 ASME 第八卷中规定了从 AS533B.C1.1 到 AS533B.C1.3 的 钢 号 更 高 强 度 的 Cr-M 系 的AS542 钢及 Ni-Cr-Mo 钢的使用在法规上也认可 , 但没有实用业绩。

    2.2轻水堆用不锈钢的特征

    使用性能上的要求有 :（1） 耐蚀性 ;（2） 机械性能 ;（3） 焊接性能、加工性能 ;（4） 辐射性能 （ 中子吸收断面积、感应放射能、辐射损伤 ） 等。

    因为对轻水堆进行了含杂质极低的水质管理 , 所以对轻水堆的腐蚀环境要求不是特别严格的 , 可是和一般锅炉不同 , 从放射能这一点看 , 对轻水堆的修补和替换几乎是不可能的 , 而且由于腐蚀产物使放射能转移等原因 , 要求腐蚀许用度极低。由高温水中各种材料的腐蚀速度 , 可知奥氏体系不锈钢有优越的耐蚀性。可是，应力腐蚀裂纹是个问题，是引起应力腐蚀裂纹的氯离子和溶存氧的极限量 , 实际上在反应堆上产生应力腐蚀裂纹的事例已有报导。

    2.3结构用不锈钢

    快中子增殖反应堆 （FBR） 的结构材料要求高安全性和可靠性 , 所以重视使用业绩。为此 , 在化工设备上使用业绩多 , 而且可焊性、加工性好的 304 或者316 系奥氏体系不锈钢是 FBR 的主要机器上使用的材料。

    一般的核电站均由一回路和二回路组成 , 二回路是常规设备 , 而一回路则是核设备 , 它由压力壳、稳压器、蒸发器和主泵等部件组成 , 这些部件在高温高压下长期工作核电站的设计寿命是 40年 （32 个有效运行年 ）， 压力壳容器的活性区部分还要承受强烈的中子辐照作用 , 因而会使钢材的冲击韧性降低、零塑性转变温度升高 , 甚至有造成容器破裂的危险。因此 , 一般来讲 , 核电用钢必须具备如下特点 :

    （1） 在室温和工作温度条件下具有合适的强度和高韧性及尽可能低的脆性转变温度 （TNDT）；（2） 在反应堆辐照条件下应具有良好的抗辐照脆化敏感性 ;（3） 具有良好的可焊性和冷热加工性 ;（4） 在工作温度下具有最大的组织稳定性 ;（5） 有足够的大截面淬透性和厚断面组织性能均匀性 ;（6） 应具有高的疲劳强度 ;（7） 合理的经济性。

    反应堆压力容器所用材料的质量检验要求按 ASTME208 标准中规定进行落锤试验 , 以测定无塑性转化温度 （NotDuctilityTransitionTemperature）， 简称 NDT,其代表含有微小裂纹的试件无塑性变形破坏的最高温度 , 是确定材料的脆 - 塑性转化温度曲线下平台重要的特性温度 , 是工程上广泛应用的一种动态转变温度指标。随着国产核电材料的开发 ,NDT 的准确测定就显得更为重要 ,因为反应堆压力容器各部件都要求有较高的抗脆断性能 , 以保证受核辐射时不产生脆断 , 提高安全性。

    NDT 的测定 , 在断裂力学中 , 是评价材料设计断裂韧性值 K 的基准温度。所以说 ,NDT 不仅表示材料防止脆断倾向 , 而且是进行弹塑性力学评价的重要指标参数 , 落锤试验法测定 NDT 的准确与否对评价核能结构件是起重要作用的。

    3 锅炉用钢国内外情况

    3.1国外现状

    国外电站锅炉用钢早已经形成系列化。

    高 压 锅 炉 管 , 早 期 用 钢 系 列 是从 碳 钢、 碳 锰 钢 （20G、ST45.8、SA210Al/C 或 106B/C）， 低 合 金铬 （ 钼 ） 钢 （SA209T1a,15Mo3、SA213MT2、T/Pl2/13CrMo44、T/P22/德 国 10CrMo910/ 俄 罗 斯 的 12Cr1MoV等 ）， 中合金铬钼钢 （9-12Cr% 型 , 如TP9、T/P91 等 ）， 奥氏体钢 （TP304H、TP347H）， 形成了完整的用钢系列 , 基本上满足了从低参数到高参数机组不同档次的锅炉钢管的使用要求。

    由 于 参 数 的 提 高 , 为 了 适 应 超（ 超 ） 临界机组的发展需求 , 国外 （ 特别是日本和德国 ） 经过 30 多年的研究、开发、试验、应用 , 新型的锅炉用钢系列发生了一些变化 , 增添了一 些 新 成 员 , 变 成 了 从 碳 钢 （20G、ST45.8、SA210Al/C 或 106B/C）， 低合 金 （ 铬 ） 钼 钢 （SA209T1a、15Mo3、SA213MT2、T/P12/13CrMo44、T/P22/德国 10CrMo910/ 俄罗斯的 12Cr1MoV、T/P23、T/P24 等 ）， 中 合 金 铬 钼 钢（9-12Cr% 型 , 如 T/P9、T/P91、T/P92、T/P122 等 ）， 奥氏体钢 （TP304H、TP347H、TP347HFG、SUPER304H、HR3C、NF709 等 ）。这些新钢种的特点是 : 基本上都是在 T91,TP304H,TP347H以及 25-20 奥氏体不锈钢的基础上添加Nb,W,V,Ti,N,Cu,B 等强化元素 , 其综合性能较以前的钢种性能更为优越 , 能够适应常规参数和更高参数 （ 如超临界和超超临界 ） 压力和温度的机组 , 且能降低用钢成本。

    3.2国内现状

    20 世纪五六十年代 , 我国采用与前苏联类似的锅炉用钢管系列 , 从低温 到 高 温 是 20G-12CrMoG-15CrMoG-12Cr1MoVG。

    20 世 纪 六 七 十 年 代 , 国 内 研制 开 发 了 G102 等 钢 , 成 功 地 应 用于 200MW ～ 300MW 锅 炉 中 , 形成 了 20G-12CrMoG-15CrMoG-12Cr1MoVG-G102 的用钢系列 （ 在此期间也引进了一些德国牌号如 :St45.8、10CrMo910、HT7、F11 等 ）。

    20 世纪七八十年代 , 引进了美国CE 公司的 300MW/600MW 亚临界设计和制造技术 , 并引进了相应的钢种 , 基本上采用 ASME/ASTM 用钢系列 , 锅炉用管的系列为 :SA210Al/C、SA106B/C、0.5Mo、1Cr0.5Mo、2.25Cr1Mo、G102-T/P91-TP304-H、TP347H。

    我国自然能源资源中 , 约 80% 的煤炭集中在西北部和北部 ; 约 70% 的水利资源分布在西南部。人口稠密、经济发展较快、对电力需求较高的东部和东南沿海地区 , 则自然能源资源极其匮乏。经济发展较快的东部和东南部沿海地区电力供需矛盾更为突出 , 而且导致“西电东运 , 北煤南运”以及煤电对环境保护造成的压力。由于长距离运输煤去沿海地区发电致使 48% 的铁路运输能力和 25% 的公路运输能力被占 , 不仅使发电成本增加 , 而且加重该地区常规电厂对环境的污染。在沿海地区已投入运行的秦山和大亚湾核电站良好的安全记录和取得的经济效益表明 , 核电能满足电力需求的合理选择、优化局部地区能源结构。积极推动沿海地区核电发展 , 必将大大缓解运输紧张 , 有利控制CO 2 排放和减少大气污染 , 促进国民经济持续发展。截止 1994 年底 , 全世界有 437 座核电反应堆总共 350GW 以上在 31 个国家与地区运行。法国的核电事业比美国起步晚 , 近 3/4 的电力来自核电厂而没有发生过一次严重事故 , 现已开始 1400MW 机组的建设。秦山正在建设的 2 台 CANDU-6 核电机组是基于成熟的设计 ;CANDU 堆使用天然铀和不停堆换料的特点分别带来了燃料供应的独立性和高容量因子。蒸汽发生器是核电厂运行中事故较多的一项设备 , 它的安全可靠性受到广泛的注意和重视。A508-3 钢从其主合金元素和碳含量来看 , 它是低碳合金钢。由于该钢强度适中，塑韧性良好，可锻性和可焊性甚好，中子辐照敏感性低 , 使其在核电建设中显示出独特的优越性。

    从核电用钢的发展历史和目前发展趋势来看 , 核电用钢正沿着一条低强度→中强度→高强度→超高强度的路线发展。例如 , 美国早期曾采用屈服强度为 270MPa 的 SA212-B 低强度钢 , 后来采用 T 屈服强度为 350MPa 的 3028 和SA533B-1 中强度钢 , 接着又在核潜艇耐压壳体用钢和高压容器钢的基础上发展了屈服强度为 600MPa 的 SA543-SA542 高强度钢 , 目前又在积极着手为开发 900 ～ 1400MPa 级的超高强度用钢积累资料。在成分选择方面 , 核电用钢主要分为碳钢及合金钢两大领域 , 其中由于在核电站内部的特殊环境 , 钢板在具有较好的强度、韧性匹配的同时 , 更为主要的是还要承受长期的中子辐射作用，而一般来讲，钢中的合金元素越多，其体现出的整体抗中子辐射作用就越弱 , 世界各国广泛认同的是 Mn-Ni-M。系低合金高强度钢 , 它是在 Mn-M。的基础上加 Ni 而发展起来的 , 比 Mn-M。型低合金钢韧性好。为了获得比较满意的淬透性 , 并保证钢板各项性能能够达到规定的要求 , 世界各国对钢的成分范围均做了不同程度的调整 , 但其基本性能相差无几。国际上较为典型的核电用钢主要有美国的 A508-3、A533（B,D）、德国的 BHW35、法国的 16MND5 和日本的 SFVV3 等。

    我国的核电用钢自 1973 年开始研制 , 最初它是在国产的 Mn、Mo、Nb 钢种上添加 0.6% ～ 0.9% 的 Ni 改进而成的 , 命名为 S271 钢。但随着核电用钢的不断发展 , 针对核电建设不同部位的特殊要求均分别进行相应钢种的成分设计及选材。尤其在近几十年内我国的核电事业随着国内经济的高速发展也取得了长足的进步 ,2003 年 , 我国共有 9台核电机组投入运行 , 总装机容量为7.01×10 6 kW,2005 年随着江苏田湾核电站建成并投入运行 , 我国核电总装机容量已达到 8.70×10 6 kW, 但这也仅占我国电力总装机容量的 1.3%。另外 ,据权威部门分析 , 我国为了充分缓解国民经济的发展对能源需求的尖锐矛盾 ,同时解决煤炭资源不足的问题 , 目前已初步确定到 2020 年中国核电装机容量将达到电力总装机容量的4%甚至更多。即如果 2020 年我国电力装机容量达到1.0×10 10 kW, 则核电的总规模将达到4.0×10 7 kW, 那么就意味着从 2005 年到 2020 年的 15 年间 , 我国将新建 30座百万千瓦级的核电机组 , 今后 15 年中每年有 2 ～ 3 台核电机组开工建设。由此可见 , 我国未来的核电建设任务是相当艰巨的。但与燃煤电厂相比 , 每年将少烧 1.2×10 12 kg 燃煤 , 不仅能够极大地保护我国现存的地下资源 , 造福后代 , 而且还会大大地减轻我国环境保护和运输方面带来的压力。30 座核电站的相继上马 , 这为国内钢铁企业又带来了极大的机遇 , 而且由于众所周知的原因 , 核电用钢不可能从现行的钢铁市场上去采购 , 而是直接面向钢厂订货 , 这也就意味着未来的核电用钢是国内几大装备精良、具有较强实力的企业之间的竞争。一般来讲 , 核电用钢主要有 3 大特点 :

    （1） 供 应 量 大 , 消 耗 钢 材 量 巨大 ;（2） 品种、规格复杂。所需品种多达 20 多种 ;（3） 对钢材质量要求极为严格 , 具体体现在强度、韧性、化学成分和尺寸精度 4 个方面。

    早期国内建设的秦山核电一期工程 , 这是我国自行设计建造的第一座3.0×10 5 kW 级核电站 , 在建设过程中 ,平均每年消耗钢材 1.0×10 7 kg 左右 , 而总共消耗钢材约为 6.3×10 7 kg, 涉及到13 个品种、1200 种以上规格 , 而且所需钢材均是专门与钢厂签订的合同。

    建 设 上 述 一 座 3.0×10 5 kW 的 核电站所需钢材约为 6.3×10 7 kg, 而建设一座百万千瓦级的核电站其用钢量就可想而 83 知。据推测 , 生产一座1.0×10 6 kW 级的核电站所需钢材至少应在 1.5×10 8 kg, 甚至于 2.0×10 8 kg 以上 , 而其中板材的用量基本上可以达到1.5×10 7 kg 或 2.0×10 7 kg 左右。

    综上所述 , 支持核电用钢国产化 ,不仅对我国具有较大的政治意义 , 同时还会为钢厂带来巨大的经济效益。

    3.3国内近期发展及存在问题

    20 世纪 90 年代后期及近几年 , 国内锅炉行业又从英国引进了 600MW的 亚 临 界 锅 炉 制 造 技 术 , 从 日 本BHK 等 公 司 引 进 了 600MW 超 临 界 和900 ～ 1000MW 超 （ 超 ） 临界设计制造技术 , 锅炉用管的系列由低温到高温与炉型及参数有关 , 且壁厚也极为特殊。由于是引进技术合作开发 , 因而用钢系列与国外的基本一致 , 基本上采用的是ASME/ASTM+GB5310标准的用钢系列。

    碳 钢 20G、SA-210C/106C- 低合 金 钢 0.5Cr0.5Mo（T2）- 低 合 金 钢1Cr0.5Mo（15CrMoG、T12/P12）- 低 合金 钢 12Cr1MoVG、T/P22 或 T/P23- 中合金钢 9Cr（T/P91、T/P92） 或 T/P122-不 锈 钢 18Cr8Ni（TP304H、TP347H、SUPER304H）- 不锈钢 25Cr20Ni（HR3C）。

    从系列用钢中可以看出 , 由于机组的大型化和参数的提高 , 锅炉过热器及再热器大量采用了或将采用低合金钢 T/P23、中合金钢 （T/P91、T/P92 或T/P122）、 不 锈 钢 （TP304H、TP347H、SUPER304H、HR3C） 等钢种。

    长期以来 , 我国锅炉用钢的标准和生产从数量、品种规格、钢种类型以及内在质量和表面质量均不能全面满足我国电力工业发展超 （ 超 ） 临界机组的需求。在 GB5310-1995 版中 , 上述锅炉用钢管系列 （T/P23、T/P92 或 T/P122、SUPER304H、HR3C） 很多都未有列入 （ 或虽有列入 , 但也不生产 ）， 更不用说在国内进行生产（宝钢T23除外）的问题，自然也无相应牌号国产锅炉钢管所要求的高温长时性能数据。以前所做的工作只是对国外钢种进行了部分性能试验（如SUPER304H和P23），并得到了认可。

    在目前的条件下 , 从上面的用钢系列看 , 过热器上所用的这些钢种除少数钢号外 , 基本上都依赖进口。

    鉴于当前国内发电设备市场极其火爆 , 国内各大锅炉制造公司的600MW 及以上的亚临界和超 （ 超 ） 临界锅炉订货量骤增 , 相应的钢种需求量也呈跳跃式增长。从国外采购 , 其产品质量较好满足我国锅炉生产制造的要求 , 但周期较长 , 价格昂贵 , 尤其是采购量大时。从降低国内锅炉生产企业原材料采购成本、缩短交货周期以及振兴民族工业角度等方面来说 ,都需要对上面所述钢种进行国产化 ,而且也有很好的市场前景。