核电主管道制造工艺发展分析

裴玉江

摘要：核电主管道是核导内连接反应蒸汽发生器，对压力容器和反应堆冷却剂泵的厚壁钢管，以上设施设备需要通过主管道连接，由此形成闭合电路，最终经过一系列物理化学反应通过汽轮机发电机组把热量转化成电能。在核岛中主管道是关键设备，包括热管段和冷管段，AP1000主管道相较于第2代核电主管道的成型制造工艺存在差别，使用年限从40年提高到60年，新时期第3代核电技术国产化成为业内研究重点，而核电主管道的制造工艺更是高度关注的内容。本文从世界核电主管道制造工艺发展入手，讨论我国的主管道制造技术现状，最后提出第三代核电主管道技术改进，希望对相关研究带来帮助。

关键词：核电主管道；制造工艺；发展

核电站反应堆冷却剂管道也被称为主管道，是核电蒸汽供应系统，输出堆芯热能的关键，当前AP1000主管道材质为TP316LN，要想进一步提升抗老化性能需要应用锻质管。我国引进美国AP1000第3代核电技术之后凭借特殊形状以及管嘴管体整体锻造成型技术等方面的优势引起科研人员关注。当前我国重型机械集团以及科研机构在核电主管道方面进行了大量研究和研制，并取得一定成果，不过在主管道制造方面还存在一些问题，以下进行相关分析。

一、世界核电主管道制造工艺发展

核电发展历史已接近60年，核电技术的飞速发展主要体现在堆型的增加，不过在核电站的发展历史中也出现了几次严重事故，需要增强核电安全性，改进主管道制造技术成为了关注重点，以往沸水堆主管道应用不锈钢钢板冷压成型，然后焊接。不过1974年以来发生了数百起断裂事故，所以该方法基本停用。此外，以往的压水堆主管道多数应用无缝钢管制造，不过受到无缝钢管制造能力的影响难以生产更大长度的大直径厚壁无缝钢管，需要在制造工艺上通过长钢管代替短钢管焊接连接方法，随之需要解决焊缝数量增加的问题，其中法国应用离心铸造技术进行主管道直管的制造，并通过砂型铸造技术研发弯头，实现弯头和直管的焊接^[1]。

上世纪80年代以来日本、德国研制了堆内压力容器组结构的设计方案，由此减少焊缝，特别是一回路系统管件改造设计方面取得重大进展。由于焊缝数量减少使得制造速度加快，缩短了无损检测时间，安装和维护更加便捷。比如德国1980年生产的带支管嘴的主管道锻件应用了空心锻造方法，其主要材质为合金钢，再如法国某企业于1990年设计的核电主管道应用了奥氏体不锈钢同样为空心打造（如图一）。从外观上讲，直管段和多个管嘴整体锻造成型，这也和后期的第3代核电主管道设计相似。

图一：法国设计的核电主管道图示

二、我国的主管道制造技术现状

（一）第2代与第2代改进型核电主管道

我国于1987年从法国引进两台90万千瓦级核电机组，后期我国与法国核电技术合作开始增加，并且RCC-M系列标准在核电工程中得到广泛应用。我国第2代核电主管道以及第2代改进型核电主管道都为焊接弯头配合离心铸造直管，我国最初的核电机组主管都为进口，直到1998年才实现国产化，如今我国离心铸造核电主管道达到世界领先水平，可以取代进口产品。

（二）第3代核电主管道技术现状

除2015年田湾5号、6号机组，后期建设的核电站都应用第3代核电技术，核电设备制造行业也需要迎合这一趋势。第3代核电技术对设备要求更高，目前市场上第3代核电技术类型多样，包括EPR、AP1000、华龙1号等，我国企业最早研制的第3代核电主管道为AP1000主管道，之后美国与意大利企业之间合作研制了AP1000主管道热锻，并且意大利首先应用了实心锻造结合机加工掏空工艺，已经研制出高质量的制件。我国引进AP1000主管道之后诸多企业开始进行第3代核电主管道样管的研制，其中主要采用如下两种工艺手段：其一是电弧炉EAF冶炼、VOD冶炼、真空浇铸、锻造结合，其二是电弧炉EAF冶炼、AOD冶炼、电渣重熔、锻造结合。我国多数重工企业锻造时钢锭质量为70-100吨，台海核电、渤船重工、鞍山重机等单位组成的研制团队应用AOD冶炼结合EVA冶炼工艺，再通过电渣重熔使得钢锭质量达到70吨，实心锻造之后钢管应用拐锻方式成型，经过22次打造使得材料收得率接近16%。

一重和二重AP1000主管道试制件的坯料为EAF、LF、VOD结合冶炼工艺，实现直接浇铸成型。除了一重和二重冶炼工艺，其它的制造工艺和渤船重工相同。由于未能采用电渣重熔工艺，在锻造的过程中钢锭切头率以及切尾率较大，所以一重和二重主管道成品材料收得率比渤船重工低，接近11%，吉林中意进行管道的外置热处理以及精加工，其管坯主要从意大利企业采购AP1000主管道坯料，同样应用EAF、AOD相结合冶炼工艺，不过后续不对钢锭进行电渣重熔而是直接模铸^[2]。

综上研究，企业除了坯料冶炼以及浇筑类型不同，本质上都是采用实心锻造结合机加工掏空工艺。在实际生产中材料利用率低，加工周期长，对锻压设备能力有较高要求。此外，锻造火次多，不利于对晶粒度加以控制。

三、第2代核电主管道技术改进

当前的第3代核电主管道制造工艺材料收得率最大程度为16%，不符合制造行业节能降耗的发展要求，并且核电制造成本较高，所以需要对当前工艺改进。德国等国家早在1980年应用了空心锻造工艺，完成核电主管道的制造，尽管不同于AP1000主管道材质，不过仍有借鉴意义。主要思路如下：其一，应用实心电渣锭镦粗后冲洗，然后应用芯轴拔长工艺，通过计算材料收得率可提高到25%；其二，应用的坯料进行镦粗，然后芯棒拔长，经分析应用这一工艺使得材料收得率提高到至少30%，以上空心坯料可以应用离心铸造或者过电渣重熔实现。

（一）空心锻造的优劣

从优势上讲，相较于实心锻造，所用的空心锻造坯料体积小，更容易变形，所以产品质量更为稳定，并且坯料冷却速度快，使得锻件精力度更容易控制，整个制造过程更加节能，能够减少过烧、过热等缺陷。从缺陷上讲，由于主管道材料具有特殊性，应用空心锻造工艺特别是空心坯料锻造工艺需要解决诸多技术难点。其一体现在空心坯料的大镦粗比稳定化镦粗，其二是管嘴与管体整体锻造成型技术，其三是多火次芯轴拔长过程中端头裂纹的控制技术，其四是晶粒度的全过程控制技术^[3]。

（二）坯料制备的难点

空心坯料设备需要攻关大直径厚壁管坯，离心铸造技术以及空心电渣重熔技术经过计算需要的坯料接近50-55吨。如果应用离心铸造制坯使得质量远远超过第2代离心铸造核电主管道质量，所以需要继续加强对奥氏体不锈钢超大型离心铸造技术的探索。此外，大型轧辊制造领域，离心铸造可以生产至少70吨的高速钢轧辊，我国在电渣重熔空心坯料方面已经具有一定经验，还需要继续对电渣重熔空心管体制备技术进行深入研究。

结束语：

综上所述，如今我国进行核电主管道的研制主要工艺为实心锻造结合后续机加工掏空工艺，不足之处在于加工时间长，材料利用率低，通过分析第3代核电主管道的锻件工艺发现能够取代当前离心锻造工艺，助力我国核电市场发展。

参考文献：

[1]孙建明,黄晓明,朱兰. 核电冷却泵泵体五轴数控加工工艺研究[J]. 机床与液压,2020,48(9):111-116.

[2]易吉豪,王纪武,康进武. AP1000核电主管道均匀化加热热处理工艺研究[J]. 热加工工艺,2019,48(2):1-6.

[3]钱凌云,王梦琦,孙朝阳. 核电主管道非对称双管嘴同时挤压成形工艺[J]. 工程科学学报,2019,41(1):124-133.