反應堆耐壓殼體用鋼(steel for pressure shell of reactor)系指製造核裂變反應耐壓容器所使用的低合金鋼。核反應堆的類型很多，主要有重水堆、輕水堆、沸水堆、壓水堆、氣冷反應堆、熔鹽反應堆和核聚變反應堆等，其中使用最多的是壓水堆，約占70%～80%。反應堆類型不同，其耐壓殼體使用的鋼類也不同。壓水堆耐壓殼體主要使用A508-3、A533B等低合金高強度鋼。通常所說的反應堆耐壓殼體用鋼就是指這類鋼而言。
基本介紹
- 中文名：反應堆耐壓殼體用鋼
- 外文名：steel for pressure shell of reactor
- 1：核裂變反應耐壓容器
- 2：重水堆、輕水堆、沸水堆
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簡史
壓水堆耐壓殼體是在高溫、高壓和中子輻照等苛刻條件下使用的，因此對材料的性能要求很高。1945年以美國和歐洲為代表的工業已開發國家，在壓水堆耐壓殼體上首先使用了焊接性較好、強度較高的碳素鍋爐鋼板A212B和鍛材A350IE3，是第一代壓水堆耐壓殼體用鋼；1956年，為改進提高鋼的淬透性和高溫性能，壓水堆耐壓殼體用鋼，改用錳鉬系的低合金高強度鋼，是第二代反應堆耐壓殼體用鋼。隨著核電站向高功率大型化方向的發展，反應堆壓力容器的直徑和壁厚均增大。為保證厚截面鋼材的良好綜合性能，在60年代中期，反應堆耐壓殼體又開始使用淬透性更好的錳鉬鎳系低合金高強度鋼A533B和A508-2，同時熱處理規範也由原常化處理改為調質處理，這是第三代反應堆耐壓殼體用鋼。1970年在使用反應堆耐壓殼體用鍛鋼A508-2的過程中，發現其堆焊層有“再熱裂紋”存在，直接影響使用的安全性。為減少“再熱裂紋”發生的傾向，適當地減少了鋼中的碳、鉻、鉬等硬化元素和硫、磷等雜質元素，相應提高了錳含量，開發出A508-3鋼。
發展
目前以美國為代表的西方工業已開發國家，反應堆耐壓殼體仍在使用A533B(板材)和A508-3(鍛件)，這是當今世界壓水堆耐壓殼體用鋼的典型代表材料。前蘇聯反應堆耐壓殼體使用的是鉻鉬系的耐熱鍋爐鋼，該鋼的主要特點是高溫性能好，中子輻照效應小，但該鋼的回火脆性傾向大，焊接性較差。隨著核電站的大型化，耐壓殼體的直徑和壁厚均增加，為進一步提高面對活性區的縱焊縫的抗輻照性能，西歐各國反應堆的耐壓殼體，正在逐步由板焊結構向環形鍛件結構的方向發展。
分類
根據反應堆耐壓殼體用鋼材的製造方法，此類鋼材大致可分為兩大類：板材和鍛件。採用板材用、焊接方法製造的耐壓殼體，通常稱為板焊結構，它是用特厚鋼板直接捲成筒狀並縱向焊接而成。這種方法的特點是成材率較高，因而成本較低，但是這種方法也有缺點，即在筒體上必須有-條縱向焊縫，導致抗輻照性能降低。鍛件是由大型鋼錠直接鍛造而成的環形筒體，因而成材率較低，製造成本較高，但是在筒體上沒有縱向焊縫，導致抗輻照性能提高，從而提高了結構的安全可靠性。
技術要求
反應耐壓殼體是保證反應堆安全和壽命的重要結構。被稱為第二道安全螢幕障(第一道是燃料包殼)，它起著容納冷卻劑、支撐堆心、密封放射性物質、保持堆內運行壓力等作用，被定為核安全一級設備，在任何情況下都不允許容器破壞和泄漏，所以對耐壓殼體用鋼提出了如下的要求。
(1)高強度。反應堆耐壓殼體是在較高的壓力和溫度下運行，因此要求鋼材具有較高的屈服強度和高溫強度，使鋼的蠕變溫度遠遠高於容器的運行溫度，以保證容器的安全可靠性。
(2)高韌性。由於對核容器的安全可靠性要求很高，在任何情況下都不允許發生脆性破壞。一旦容器發生脆性破壞，將引起重大的災難性事故，造成巨大損失。所以對耐壓殼體用鋼的韌性提出了很高的要求，鋼材輻照前的脆性轉變溫度不得高於-10℃，以保證鋼材具有足夠的抗脆斷能力。
(3)抗輻照性能。反應堆耐壓殼體除經受高溫、高壓和腐蝕條件外，還將受到中子的強烈轟擊，因此要求耐壓殼體用鋼還必須具有良好的抗輻照性能。此類鋼屬鐵素體型的低合金高強度鋼，具有體心立方結構，當遭受中子的強烈輻射後，導致強度升高，產生輻照強化效應；同時引起塑性韌性降低，產生輻照脆化效應。其中輻照脆化對耐壓殼體的安全危害最大。因此核規範對此類鋼的抗中子輻照性能提出了明確的要求，反應堆耐壓殼體用鋼經長期中子輻照後壽命(其服役期為40年)、末期的韌性，即臨界無塑性轉變溫度(NDT)不得高於93LC。若高於此值，則必須進行嚴格的評審和安全分析，否則反應堆必須退役。
(4)殘餘元素。為減少反應堆內中子的消耗，降低u235的臨界質量和濃度，耐壓殼體用鋼不允許使用吸收中子截面大的元素，應嚴格限制作為殘餘元素硼的含量，硼含量不得高於3×10；為使反應堆便於維修，降低放射性元素對人體的危害，耐壓殼體用鋼中不允許添加活化截面大的元素鈷，必須嚴格控制其含量，鈷含量不得高於0.02%；銅是提高中子輻照脆化效應的元素，反應堆耐壓殼體用鋼中銅含量不得高於0.03%。
合金元素的作用反應堆耐壓殼體用鋼常用的合金元素主要有碳、錳、鉬、鉻和鎳等。碳是很強的強化元素，能顯著提高鋼的強度，但同時能使鋼的塑性和韌性降低，使焊接性變壞，因此，通常都把碳含量控制在0.20%以下。錳是耐壓殼體用鋼的主要固溶強化元素，在提高鋼強度的同時，還能細化鐵素體晶粒，對鋼的韌性和塑性無顯著影響。鉬主要用於提高鋼的淬透性和高溫強度，保證特厚鋼板性能的均勻性，在熱處理過程中，能顯著提高鋼的回火穩定性。鉻能顯著提高鋼的淬透性和抗腐蝕能力，在反應堆的工況條件下，能顯著降低中子輻照引起的鋼的脆化敏感性。鎳是提高鋼的韌性的重要元素，通過韌化基體以保證鋼的良好韌性，特別是提高鋼的低溫韌性，鎳是最有效的元素。
展望
目前全世界的核電站約有500座以上，其中的80%為壓水堆核電站，其製造技術已逐漸成熟，在實踐中積累了豐富的使用經驗。可以預計，在今後相當長的時期內，壓水堆仍將是主要堆型。因此反應堆耐壓殼體使用的低合金高強度鋼，仍將得到進一步的發展。隨著核電站的大型化，耐壓殼體用鋼正向大厚度、高純度、高韌性方向發展。在冶金技術上，將普遍採用超高功率電爐冶煉、爐外精煉、真空脫氣等手段，大幅度降低鋼中的夾雜和有害氣體含量，以獲得高純度，進-步改善鋼的內在質量，顯著提高鋼的韌性。在鑄造技術上，為生產出高質量無缺陷的大型鋼錠，以日本為代表的工業已開發國家，開發了理想的無缺陷的定向凝固鋼錠，生產出無疏鬆、無V型偏析、無倒V型偏析和負偏析的內在質量優良的大型定向凝固鋼錠，使生產高均勻性、高緻密度、無缺陷的大厚度鋼板成為可能。隨著冶金技術的進步，鋼中的有害元素硫、磷將進一步降低，由20世紀70年代的0.015%～0.020%降低到0.005%，大幅度提高鋼的韌性，上平台衝擊功將由130J進一步提高到200J以上，中子輻照前的臨界無塑性轉變溫度將達到-35℃以下。因此，高純度、高韌性、高緻密度、高均勻性是反應堆耐壓殼體鋼的主要發展方向，這也是防止核電站裝備脆性破壞和疲勞破壞的重要途徑。
