我国大型核电站设备的生产现状与发展

我国大型核电站设备的生产现状与发展

1压水堆基本情况根据燃料消耗中使用的缓慢化剂和冷冻化剂的不同，核电站分为不同的堆型。用普通水作为慢化剂和冷却剂的反应堆为轻水堆;若通过加压,使水在反应堆内不沸腾,则称为加压水冷反应堆,简称压水堆;如果水在反应堆中沸腾,则称为沸水堆。用氢的同位素氘组成的重水作为冷却剂和慢化剂的反应堆为重水堆。压水堆核电站大致可以分为一回路系统、二回路系统、循环水系统。一回路系统主要是将反应堆产生的核能转换为热能;二回路系统主要是将热能转换为机械能、电能;循环水系统用于冷却低压缸排汽,提供必要的背压。2次路管道的结构由于核电站使用的是带有辐射性的核燃料,一旦发生核泄漏,会给核电站附近的居民带来很大的辐射危害,因此核电站应始终将电站的安全放在第一位,保证一回路压力边界的结构完整性,不发生失水事故,不允许发生突然断裂事故。世界各国对核岛系统设备的设计、制造、检查等各环节都有很严格的要求。美国控制核电厂的设计、制造、运行和检查的法规是联邦法规10CFRPart50,该法规指定ASME锅炉和压力容器规范为设计、建造和检查所采用的规范。法国对核岛设备制定了RCC系列规范,其中RCC-M为压水堆核岛机械设备设计和建造规范,规范中使用的材料可以分为4大类:碳钢/碳锰钢/低合金钢、铬钢、奥氏体不锈钢、镍基合金。以下主要介绍RCC-M规范中对一回路压力管道的相关要求。压水堆的一回路主管道是核电厂正常、非正常、事故和试验工况下防止核反应裂变产物外泄至安全壳的重要屏障。一回路的其他管道在核电厂运行期间主要起辅助作用,在非正常和事故工况下起缓解作用。一回路管道属于反应堆冷却剂压力边界的一部分,主要包括下列系统管道:(1)主冷却剂管道。(2)波动管线和喷淋管线。(3)辅助系统中的1级管道。压水堆中的辅助系统指安注系统、补水和净化系统、余热排出系统、辅助喷淋系统、堆芯淹没和堆内监测系统。辅助系统中的1级管道与反应堆冷却剂压力边界贯穿连接。(4)与主冷却系统相连的小径管(直径≤25.4mm)。压水堆核岛内大部分1级、2级、3级管线为标准管道制品,其中碳钢管道依据的尺寸标准是ASMEB36.10,不锈钢管道依据的尺寸标准是ASMEB36.19。非标准管道主要是冷却剂主管道、波动管等,以百万千瓦机组为例,其冷却剂主管道热管段尺寸为736.6mm(内径)×67mm(最小壁厚),冷管段尺寸为698.5mm(内径)×64mm(最小壁厚),过渡管段尺寸为787.4mm(内径)×71mm(最小壁厚),连接稳压器的波动管尺寸为355.6mm(内径)×35.7mm(公称壁厚)。反应堆冷却剂系统管内的介质为一回路冷却剂,由于冷却剂同时也是作为慢化剂使用的,一般在其中加入硼酸,同时为了防止、减缓腐蚀的发生,冷却剂中还加入LiOH控制pH值,使之保持在碱性状态。由于奥氏体不锈钢具有良好的耐酸性介质腐蚀性,所以与冷却剂相关的管道材质采用奥氏体不锈钢,主要是以下3类:(1)不含Mo的18-10型不锈钢;(2)含Mo的17-12型不锈钢;(3)时效硬化不锈钢。一回路主冷却剂管道采用的是铸造奥氏体-铁素体双相不锈钢,奥氏体对应力腐蚀较敏感,少量的铁素体(5%~15%)则对抑制应力腐蚀是有益处的,但如果铁素体含量超过20%,就会发生较严重的热老化现象(热老化是指管道经过长时间运行后,材料中的铁素体相会发生相变,导致材料的断裂韧性下降,使主管道的可靠性和安全性降低)。另外,蒸汽发生器传热管也是一回路压力边界的重要组成部分,压水堆中的传热管多采用镍基合金,如Inconel600和Inconel690。表1~3为RCC-M规范给出的一回路管道采用的奥氏体不锈钢的部分信息[1~3]。中国已经有十几年建造、运营大型核电站的经验,通过不断的积累,现已可生产多种规格的一回路管道。正在建设的岭澳二期核电站现在采购的就是国内厂家生产的主冷却剂管道,主要参照法国的标准制造。3在常规岛的应用压水堆核电站常规岛系统的主要作用是将从蒸汽发生器出来的蒸汽所携带的热能和动能转换为电能,然后将做功后的凝结水/给水再送入到蒸汽发生器进行循环。这一循环涉及到很多系统,根据输送流体介质的不同可以分为输送蒸汽的系统、输送凝结水/给水的系统、输送油的系统、输送气体的系统等。压水堆核电站常规岛采用的是饱和蒸汽冲转汽轮机,其参数相对火电厂而言是比较低的,最高温度283℃,在蒸汽发生器主蒸汽出口;最高压力6.88MPa,在蒸汽发生器主给水进口,且常规岛主回路中介质的pH值保持在9左右,所以常规岛系统采用了大量的碳钢管道,最常用的材料是API5LB,表4给出了常规岛管道使用的材质情况。干蒸汽管线一般采用的是碳钢管线,但有些蒸汽湿度比较大,为减小冲蚀对管线的影响,采用了合金钢管线:(1)高压缸排汽管线,有冷再热管线、除氧器抽汽管线,这些管线中的湿度达到14%。(2)高压加热器的抽汽管线来自高压缸,湿度一般大于8%。压水堆核电站采用的是饱和蒸汽,蒸汽温度、压力的波动会产生少量的疏水。为将这些疏水及时排出,在各蒸汽管线上都设置有疏水管线。疏水管线上有疏水器,疏水器之前的管线一般采用与蒸汽管线相一致的材质;疏水器之后的疏水管线一般采用不锈钢ASTMA312304L,这主要是为了防止和缓解冲蚀、疲劳现象。凝结水/给水管线、加热器、再热器疏水管线一般为碳钢管线API5LB。由于1986年美国Surry核电站发生了主给水管道破裂事故,经调查发现为侵蚀-腐蚀(实际应为流体加速腐蚀FAC)造成的,所以后来制造的主给水管道均考虑了侵蚀-腐蚀的影响。对管线中Cr的含量作出了要求,因为研究发现Cr含量会抑制FAC现象的发生,如图1所示。这些管线主要包括凝结水泵至低压加热器、除氧器、给水泵、高压加热器以及给水调节系统等的主给水管线,加热器、再热器通往主给水管线的主要疏水管线等。4网融合在我国《民法典》第5条规定,我国实行高度低的政策,在一般不压水堆核电站一回路由于要将放射性物质包容在其内,电站的安全性始终是第一位的,并且考虑运行工况、应力腐蚀等因素,与冷却剂相关的一回路管道大量采用了奥氏体不锈钢,主要选用的是不含Mo的18-10型、含Mo的17-12型及时效硬化型奥氏体不锈钢。目前国内厂家已具备生产一回路主管道的能力。二回路系统中介质的参数相对火电厂较低,温度最高为283℃,压力最高为6.88MPa,给水介质的pH值保持在碱性状态,其他类介质也没有很强的腐蚀性,所以大量使用了碳钢管线,最常用的是API5LB。在考虑侵蚀-腐蚀的管线中使用了控制Cr含量的材料(API5LB、BS3602-490Nb)或直接选用Cr含量较高的低合金钢(ASTMA355P11、ASTMA234WP11、ASTMA691Class42等)。在考虑冲蚀、疲劳的蒸汽疏水管线中使用了ASTMA312304L不锈钢管线。