铁素体钢在核反应堆中的应用

铁素体钢在核反应堆中的应用 nsi~ht 铁素体钢的显微组织主要是铁素 体,但是工业上所说的铁素体钢是广 义的,一般指显微组织为单相铁索体, 双相铁素体/马氏体(或贝氏体),单 相马氏体的3种钢.从材料成分来分, 工业上常用的铁素体钢又可以分为普 ?乔建生黄依娜赵飞万发荣 1.北京科技大学材料科学与学院材料物理与化学系 2.贵州大学材料科学与冶金工程学院 通铁素体钢(如低碳钢),低合金铁素 体钢,铁素体不锈钢等几种,由于成分 和显微组织的差别,铁素体钢所现 出来的性能也有很大差别. 由于价格便宜,在较低工作温度 下的强度比奥氏体钢高,加工性比较 ?铁素体钢被广泛应用于船舶建筑,桥梁,机车,压力容器等 好,铁素体钢被广泛应用于建筑,化 工,铁道,桥梁,船舶,机车,压力容器 等;另一方面,铁素体钢由于其特殊 的性能,在核反应堆中也得到了大量 应用. 最近,我国核能技术应用与研究 正出现重大变化.自20世纪70年代我 国开始核电建设以来,至今已经建成 的核电装机容量为900万kW;根据国 家中长期发展规划,至2020年我国的 核电装机容量将达4000万kW,有人 估计,实际上有可能会超过这一计划, 达到7000万kW.我国正在建设第一 座实验快堆,预计不久将开始运行; 另一方面,我国正式参加了国际热核 聚变实验堆(~[IITER,International ThermonuclearExperimental Reactor)计划,以此为标志,国内的核 聚变研究已进入了活跃期. 鉴于如上背景,本文主要介绍铁 索体钢在轻水堆,快堆和聚变堆中的 一 些典型应用. 新材斟产业NO.82009 ?铁素体钢由于其特殊性能,在核反应堆中得到了大量应用 现在运行的核电站多是轻水堆, 主要有压水堆和沸水堆2种堆型.在 轻水堆中采用铁素体钢的构件主要有 压力容器,蒸汽发生器和管道. 压力容器在轻水堆中是一个最庞 大的和不可拆卸的部件,如压水堆压 力容器的直径为3.7,5m,高l0, 13m,壁厚175,235mm,重达220, 490t,所需的钢材量较多.虽然传统奥 氏体不锈钢在很多性能方面都能满足 工作要求,但是太贵,经济上不合算; 另外,由于在较低温度下的奥氏体不 锈钢的强度远低于铁素体钢,在相同 的强度下,如果选用奥氏体不锈 钢,必然会增加压力容器的厚度,大大 提高加工难度,因此在制造压力容器 的时候通常都是采用铁素体钢.而为 了让压力容器具有足够的耐蚀性能, 在压力容器内侧采用堆焊的方式衬护 包覆一层奥氏体不锈钢,以提高构件 整体耐局部腐蚀的能力…. 压力容器材料可由2种加工工艺 制作,一种是钢板,另一种是锻造的 锻件.作为板材,在反应堆发展的开 始阶段(20世纪五六十年代中期)选 用的是在火电厂中广泛应用的A212 和A302B低合金铁素体钢.A212主要 合金成分是C—Mn—Si,相当于SA5l5 G60,这种合金只是在核电站发展的 最初阶段有很少应用.A302B的主要 成分是C—Mn—MO,相对于A212来 说,A302B的用量要占绝大多数,到 20世纪60年代中期,反应堆构件尺寸 增大,需要材料具有更加良好的硬化 效果,在A302B的基础上,通过添加 质量分数为0.4%,0.7%的Ni来改善 韧脆转变温度(DBTT)以实现所需 的力学性能,进而发展出了改进型的 SA302B,这种合金后来逐渐发展成 了被广泛应用为压力容器和增压器 的SA533Bl(Mn-Mo—Ni钢).进 一 步研究表明,由于SA533B1中含 有Cu和P等杂质元素容易引起辐照 脆化,并且Ni会增加Cu引起的脆化 作用,表现最为突出的是韧脆转变温 度(DBTT)显着升高,上平台能量值 (USE)降低,压力容器的韧性变差, 因此必须设法降低CuSNP的含量J,后 来发展出了低Cu和P的SA533B1. 另外一种用于轻水堆的板材是sA533 A,主要合金元素是Mn和Mo. 像用于轻水堆的板材一样,铁素 体钢压力容器锻件材料也是从20世 纪50年代中期开始发展的,首先被小 批量用于压力容器的是简单C—Mn钢 (A105-2),经过正火+回火处理后 主要用于压力容器的法兰(flange), 冷却剂进(出)口接管(nozzle);进 入60年代后,Mn—Mo-Ni钢(如改进 型SA182F1)被大量采用,经淬火+ 回火处理后主要用于法兰和进(出) 口接管;同样在60年代选用的还有 C—Mn-Mo钢(SA336),这种铁素体 C—Mn-Mo钢钢在应用之前有2种热 处理工艺,一种是正火+回火,另一种 ,这种铁素体钢同样主 是淬火+回火 要用于法兰和进(出)口接管. 但是上面提到的几种锻件材料, 最大毛病是容易在锻件中形成大量的 氢气泡,不得不采用比较繁琐且昂贵 的热处理工艺.为了减少锻件中氢气 泡的危害,又研究出了低Ni-Cr-Mo 钢(codecase1236),这种钢在降低 氢气泡危害方面有比较明显的优势, 不需要复杂的热处理工序就可以得到 质量较好的锻件,这对提高锻件性能 和节约成本很有帮助.这种性能优越 的铁素体钢逐渐发展成了SA508-2, (出)口接管及压 大量用于法兰,进 力容器的"0"型密封环.然而,虽然 SA508-2合金解决了氢气泡的问题, 但又出现了加工制作方面的问题,在 特定涂覆工艺下制作的涂层容易形成 涂层下的小裂纹(smallunder-clad cracks),经过研究发现,出现这种小 裂纹与合金元素Cr有很大关系.为了 减少裂纹形成的可能性,在SA508-2 基础上发展出了SA508—3锻件材料, 这种铁素体钢与先前采用的改进型 AdvancedMatarialsIndustry l……——…,… l墨 SA182F1合金比较相似,至此,反应为这一领域的关键问题,当然,如果素体钢基本 上不能满足快堆温度下对 堆压力容器锻件材料的发展仿佛经温度超过650?,则需要选择奥氏体高温蠕变 性能的要求. 历了一个循环又回到了原点;经过钢或镍基合金.在目前正在运行的实验快堆中, 当时大量的工业实验表明,SA508—3仍然采用高温蠕变性能好的奥氏体不 锻件材料几乎解决了氢致鼓泡的=,铁素体钢在快堆中的应用锈钢,但奥氏体钢抗辐照肿胀性能太 毛病,从这一点上说明SA508—3比快堆的全称为快中子增殖反应差,注定它不能满足将来商用快堆对包 改进型的SA182F1要好一些.另堆(FastBreederReactor,FBR),壳材料的要求.为了解决这一难题,提 外,在SA508—2铁索体钢的基础上通常用液态钠作冷却剂,由能量大于出了氧化物弥散强化(ODS)铁素体钢, 又发展了SA508—2A铁素体钢(与0.1MeV的快中子引起核燃料元素Pu分为9Cr—ODS和12Cr—ODS两种钢, 20MnMoNi55类似H),与SA508—2在的裂变反应,因快中子引起核裂变概ODS铁素体钢具有很强的抗高温蠕变 化学成分上相同,但是力学性能特别率小,所以需用20%以上的浓缩燃料和抗辐照肿胀能力,早在1987年日本 是强度上要高一些,主要用于法兰和且临界质量比较大.快堆的突出特点就对ODS铁素体钢进行了研究,最初 蒸汽发生器的管板.是,新生核燃料比消耗掉的多,能实现研究的重点是优化机械合金化工艺和 压力容器锻件材料和板材一样,核燃料增值.在快堆中,冷却剂为化学合金成分优化. 都面临一个辐照脆化的问题.中子辐活性强的液态钠,高温时遇到空气会 照引起的压力容器韧脆转变温度升燃烧,任何温度下遇到水都会产生激三专!l曩在聚变堆中的应用 高,直接决定了压力容器乃至核电站烈的化学反应而爆炸,所以快堆技术现在研究的聚变反应堆主要是磁 的寿命,为了确保安全,工程上明确规复杂,工艺难度大.约束热核聚变反应堆,所利用的聚变 定核电站压力容器材料的韧脆转变与轻水堆采用裂变元素U作为反应是氢的同位素氘与氚发生聚变反 温度必须比使用温度低33?以上.因核燃料不同,快堆采用Pu作为核燃应,聚合成较重的原子核(如氦).核聚 此,在反应堆内部的适当位置,预先设料,.Pufl~中子辐照U嬗变而得,变能的利用将可以彻底解决人类的能 置与压力容器相同的材料试样,使之.U在地球上的含量相对于U来说源问题,目前正在进行国际热核实验 随堆进行辐照考验,每隔一定时间取非常丰富,据估计,通过利用快堆技反应堆(ITER)的研究,是实现核聚变 出一些试样进行分析,以掌握韧脆转术,地球上的U可供人类使用1000能的重要步骤. 变温度变化情况.另外,以前也曾提出年,现在很多国家都在重视快堆技术核聚变反应堆与前面2种裂变 通过对压力容器进行高工况现场退火的开发研究.反应堆的最大差别是会产生能量为 的方法,来改善锻件材料和板材因中与轻水堆的最大不同之处是,快14MeV的中子.在设计的聚变动力堆 子辐照而劣化的韧性.堆材料将面临较高的温度(约550~C)中,第一壁和包层对材料的要求非常 与一般火电厂一样,在轻水堆中和较低的系统压力,特别是堆芯的温高,要能够承受数百dpa的中子辐照,面 也大量使用铁素体钢的钢管,如T91度更高.快堆中对材料要求最为苛刻心立方结构的奥氏体钢由于抗辐照肿 和P91.我国目前正在进行作为核电的是燃料包壳材料,要求有足够的高胀性能差而不满足聚变堆的要求,现在 钢管的铁素体钢国产化工作,试制对温(650~)蠕变强度,由于快堆中的中正在开发具有耐中子辐照肿胀的体心 象为德国的铁素体钢WB36S1;世界子能量特性,因此快堆中的燃料包壳立方结构铁素体钢和钒合金. 各国正在进行超临界以及超超临界材料不象轻水堆中的燃料包壳那样必核聚变 堆中的中子辐照除了在 发电的研究,进一步提高了工作温度须采用锆合金,可以采用力学性能更材料中产生辐照肿胀外,还会产生 (可达620?).虽然奥氏体钢在高温高的钢铁材料.除了工作温度高外,快一系列核嬗变反应,从而使材料产 下具有理想的力学性能,但是从热学堆中的包壳材料还要经受很高通量的生放射性,即出现所谓的活化.进人 性能(例如导热性,热膨胀性)考虑,中子辐照(可能超过150dpa),而铁素20世纪80年代中期后,提出了研究 仍希望尽可能采用铁素体钢,因此,体钢具有良好的抗辐照损伤性能,自低活化铁素体钢的计划.由于合金 进一步提高铁素体钢的工作温度,成然成为首选材料,但是一般意义的铁元素Ni,Mo,Nb,Cu和N的感生放射性 新栅料产业NO.82009 核素的半衰期比较长,如果要实现低除了铁素体钢作为核聚变堆的目前限制铁素体钢在反应堆中 活化的目的,必须采用别的感生放射低活化结构材料外,还可以是同样应用的主要问题是高温力学性能 性核素半衰期短的合金元素代替这些具有体心立方结构的钒合金,以及欠佳,焊接性能不太好以及辐照后 元素,或者尽量减少这些元素在钢中SiC/SiC复合材料.DBTT较高等缺陷,需要在今后的研 的存在,如用W,V,Ta代替Mo,Ni,Nb究中不断克服;尤其是作为核反应 等,可以部分实现低活化的要求.在这四,结语堆的实用钢种,还需要获得长期的工 一 设计思想的指引下,先后开发出了总的来说,铁素体钢经历了很长程数据支持.嗍 多种低活化铁素体钢,分别有日本的的发展历程,在工业上有非常多的应 F82H(8Cr一2WVTa)和JLF—l(9Cr一用经验,其加工制作技术相当成熟,生致谢: 本得到了日本学术振 2WVTa),美国的9Cr-2WVTa,欧盟的产成本相对比较低,在不太高的工作兴会据点 大学项目(JSPScopeuniversity EUROFER(9Cr-WVTa).俄罗斯研究的温度下强度比较高.尤其是铁素体钢 program)的部分资助. 低活化铁素体钢中cr含量偏高,主要是的抗中子辐照肿胀性能,使之可以作该项目 为国家自然科学基金项目 16Crl2W2VTan叫.我国对低活化钢也进为结构材料用于反应堆,并越来越受 (50771017)和国家重点基础研究发展 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