百万千瓦级核电站蒸汽发生器大锻件工艺评定

关 晖，李 磊，毛辉辉

(中国核动力研究设计院，四川 成都 610041)

百万千瓦级核电站蒸汽发生器大锻件工艺评定

关 晖，李 磊，毛辉辉

(中国核动力研究设计院，四川 成都 610041)

文章介绍了百万千瓦级核电站蒸汽发生器大锻件工艺评定的背景、依据、目的、技术指标和评定方法。根据蒸汽发生器锻件的结构特点和制造工艺，形成了一整套评定试验方案，可以对锻件各部位的化学成分、力学性能、金相组织和内部质量进行全面验证。该方案已在国内福清、方家山等多个核电工程中的蒸汽发生器锻件评定中成功应用。

蒸汽发生器; 锻件; 工艺评定

蒸汽发生器大锻件的供货是百万千瓦级核电站蒸汽发生器国产化制造的瓶颈。长期以来，蒸汽发生器大锻件的制造技术仅掌握在法国、日本等国家的少数厂家手里，制约着我国蒸汽发生器设备国产化的经济性和核电工程进度。十一五期间，我国核电迈入了批量化建设的阶段，红沿河、宁德、阳江、福清、方家山等一系列二代改进型百万千瓦级核电站开工建设。为了降低核电站造价、保证工程进度，同时提升国产装备技术能力，亟需突破蒸汽发生器大锻件国产化难题。

为了满足工程建设的需要，中国核动力研究设计院于2008年成立了核级设备制品评定中心，专门负责组织反应堆压力容器、蒸汽发生器、稳压器等关键核级设备用制品的评定认证工作。在蒸汽发生器锻件方面，目前已完成了国内一重、二重、上重等锻件制造厂共十余种（次）锻件的制造工艺评定认证，经评定合格的锻件已用于福清、方家山等核电项目蒸汽发生器制造，促进了设备国产化能力的提升，取得了良好的经济效益和社会效益。

1 评定依据和目的

二代改进型百万千瓦级核电站由引进的法国核电技术发展而来，并结合我国核电站建造经验进行了改进设计，建造规范总体上仍沿用法国体系，其中蒸汽发生器采用RCC-M规范进行设计和制造。按照RCC-M规范要求，锻件制造厂在首次进行蒸汽发生器大锻件供货前，为验证锻件的性能满足规范要求，应进行制造工艺评定。

应进行评定的蒸汽发生器大锻件包括：管板、下封头、圆柱筒体、锥筒体和上封头锻件，这些锻件是一次侧和二次侧承压边界的重要组成部分。锻件材料为锰－镍－钼低合金钢，牌号为18MND5。

这些锻件吨位大、具有大直径厚壁的特点，且上封头、下封头等锻件形状复杂，锻造和成形难度大，各锻件产品交货重量和总体尺寸情况见表1。

蒸汽发生器大锻件的评定依据RCC-M M140的要求及各锻件相应的技术标准进行。通过评定，应能验证：

表1 锻件重量及尺寸Table1 Weight and size of forgings

1）锻件的化学成分满足技术标准要求且分布均匀；

2）锻件的力学性能满足技术标准要求且性能均匀；

3）锻件的内部质量良好，满足无损检测验收要求。

通过对锻件性能的检验，评定的最终目标是形成并固化锻件的冶炼、锻造、热处理、无损检测等关键工艺。

2 主要技术指标

蒸汽发生器锻件长期在高温高压环境中使用，并承受多种瞬态工况，设计寿命长达40～60 a。在力学性能上，要求材料具有良好的高温强度性能，并需要良好的冲击韧性性能与之匹配，避免在大量交变载荷作用下出现疲劳裂纹导致脆性断裂。在锻件内部质量上，严格控制夹杂物水平和允许的缺陷尺寸。锻件化学成分的配比在满足力学性能的基础上，还应保证材料的淬透性、可焊性和锻造成形性能，应严格控制有害元素硫、磷以及残留低熔点元素的含量。

蒸汽发生器锻件的化学成分要求见表2，力学性能要求见表3。

应对锻件的非金属夹杂物水平和晶粒度进行检测，要求硫化物、氧化铝、硅酸盐、环氧化物夹杂物分别不超过1.50级，晶粒度应细于5级。

对交货锻件应按NF A 04-308标准规定的方法进行100%体积超声检测，满足该标准3级质量要求，不允许存在尺寸超过φ5 mm当量的孤立点状缺陷，不允许存在尺寸超过φ3 mm的密集型点状缺陷。

3 评定方案

为了达到评定目标，尤其是验证锻件各部位性能的均匀性，应制定合理可行且经济的评定试验方案。

导致同一锻件不同部位性能存在差异的因素主要包括：一是铸锭过程中产生的化学成分偏析，主要体现在钢锭水口端、冒口端的化学成分差异上；二是锻造过程中压力加工的不均匀性，主要体现在变形方向和锻造比不均匀上；三是热处理参数实际分布的不均匀性。

表2 化学成分要求Table2 Chemical composition requirements

表3 力学性能要求Table3 Mechanical property requirements

制定评定方案时应针对各类锻件的特殊结构和制造特点，在材料技术标准规定试验要求的基础上，重点关注制造难度较大的局部区域，补充一系列试验和检测，验证锻件的整体性能满足技术指标要求。

（1）筒体类锻件

蒸汽发生器圆柱筒体（见图1）和锥筒体（见图2）锻件的材料技术标准为RCC-M M2133。目前，国内锻件厂一般采用浇注实心钢锭，然后采用镦粗、冲孔、拔长、扩孔的方式制造筒体类锻件。对于锥筒体锻件，还需采用专用模具锻造成形。

图1 圆柱筒体Fig.1 Cylinder shell

图2 锥筒体Fig.2 Cone shell

筒体类锻件形状相对规则，主要应关注对应浇注钢锭水口端、冒口端的筒体两端性能的差异。针对这一特点，筒体类锻件应在两端均取样进行检验，同时为验证理化性能在锻件壁厚上的均匀性，应在壁厚的内1/4T、1/2T和外1/4T位置（T代表锻件性能热处理时的厚度）均取样进行检验。检验项目包括技术标准中规定的化学成分分析、金相检验和力学性能试验等所有项目。

筒体类锻件由于铸锭中质量最差的中心部分已被冲孔去除，因而质量一般较好。筒体的主要变形方向一般为周向，组织缺陷的主要取向与筒体圆柱表面平行，超声检测时应以直探头为主从内表面和外表面探测。同时，考虑到锻件较厚，还应用斜探头从内、外表面从轴向和周向探测。此外，为了发现与轴线垂直的横向缺陷，还要求采用直探头从锻件两端面进行探测。

（2）管板锻件

蒸汽发生器管板锻件（见图3）的材料技术标准为RCC-M M2115。管板锻件属于特厚饼形锻件，锻造工艺主要为交替的镦粗和拔长过程。

管板锻件的主要特点是厚度较大，中心部位材料锻实困难且热处理时不易淬透从而影响力学性能，容易出现超声检测超标缺陷。

为了全面验证锻件的性能，对管板锻件采取解剖检验的评定方案（见图4），将管板在厚度方向上分为5层，每层在1/4半径、1/2半径和3/4半径处均取试样进行理化性能检验。包括技术标准中规定的化学成分分析、金相检验和力学性能试验等所有检验项目。

图3 管板Fig.3 Tube sheet

图4 管板取样位置Fig.4 Sample position of tube sheet

管板锻件的最终锻造通常为镦粗过程，缺陷的分布主要平行于端面，超声检测时应采用直探头从两端面检测，有利于检出缺陷。同时，应注意管板两侧将与筒体或下封头连接的凸缘位置的检测时机，应保证交货锻件的100%体积均已检测。该凸缘部位位于设备结构不连续区域，应力状况复杂，质量应得到充分保证，该区域内、外圆面还应全部采用直探头和斜探头进行扫查。

（3）上封头锻件

蒸汽发生器上封头锻件（见图5）的材料技术标准为RCC-M M2134。上封头锻件蒸汽出口接管嘴为与上封头椭球部分成为一体化设计，加大了制造难度。上封头锻件采用先锻造管坯，然后采用专用模具冲压成型的制造工艺。

图5 上封头Fig.5 Upper head

由于上封头锻件管嘴区域的厚度与椭球区域的厚度相差较大，且封头形状复杂，容易导致热处理时冷却条件存在较大差别，需要重点关注其性能差异。

为验证封头两端性能的均应性，要求在封头大端（开口端）和管嘴部位都应截取试环取样进行检验（见图6）。

图6 上封头取样位置Fig.6 Sample position of upper head

为验证封头在壁厚方向上性能的均匀性，在封头大端的内1/4T、1/2T和外1/4T位置均取样检验。

为考核管嘴厚壁区域的性能，要求在性能热处理后精加工阶段从蒸汽出口流量限制器管孔部位套棒料进行理化性能检测。

上封头锻件形状复杂，应尤其注意超声检测时机的选择，部分区域（譬如内表面的凸台）应在锻件精加工至交货状态前（但应在性能热处理后）进行检测，保证锻件100%体积均有效扫查。为充分保证锻件质量，在成形前的板坯阶段，也要求进行一次100%体积超声检测，合格后才能进行板坯冲压，防止将板坯中的缺陷带入成形封头。

超声检测时，应采用直探头和斜探头从封头的所有内、外表面和管嘴端面进行扫查，以检出与封头表面平行或成角度的缺陷。

（4）下封头锻件

蒸汽发生器下封头锻件（见图7）的材料技术标准为RCC-M M2143。下封头锻件为半球形结构，并带有安装蒸汽发生器用的4个支承凸台以及反应堆冷却剂进、出口管嘴，形状异常复杂，是蒸汽发生器锻件中成形难度最大的锻件。

同上封头锻件类似，下封头锻件也采用先锻造板坯，然后采用专用模具冲压成形的制造工艺。封头成形后，在进、出口接管位置开孔，然后局部加热冲出接管嘴。

图7 下封头Fig.7 Lower head

下封头接管嘴区域成形复杂，且位于设备结构不连续区，应力状况复杂，需要重点关注该区域的性能。

为验证封头性能的均应性，在下封头开口端和两个接管嘴位置都取样进行检测（见图8），并且取样位置包括各自的内1/4T、1/2T和外1/4T位置。

图8 下封头取样位置Fig.8 Sample position of lower head

在下封头上，还设置有2个人孔，出于便利后续蒸汽发生器制造厂在下封头内部进行整体堆焊操作的需要，通常锻件供货时未开人孔，使得锻件在整体浸没式淬火时人孔区域的冷却条件苛刻。针对评定件，在人孔区域特别要求取样进行性能验证。

下封头无损检测的要求与上封头类似。采用直探头和斜探头从封头的所有内、外表面和管嘴端面进行扫查，应选择合适时机，保证100%体积均有效检测。

4 结论

依据RCC-M规范的要求，通过分析蒸汽发生器筒体、管板、上封头和下封头锻件的结构特点和制造工艺，提出了锻件的评定方案。评定方案可全面验证锻件各部位化学成分、力学性能、金相组织及内部质量满足规范要求，并已应用于国内多个核电工程蒸汽发生器锻件的评定，为推动核级设备制品国产化，提高大型核电设备制造厂的技术能力提供了有力保障。

Qualif cation of Steam Generator Forgings Used in 1000 MW Grade Nuclear Power Plant

GUAN Hui，LI Lei，MAO Hui-hui
（Nuclear Power Institute of China, Chengdu of Sichuan Prov. 610041，China）

This article introduces the background, code requirements and methodology concerning qualification of steam generator forgings used in 1000 MW grade nuclear power plant. Qualification plan is established based on reviewing the characteristics of configurations and manufacturing techniques of steam generator forgings. The qualification plan can evaluate the homogeneity of the chemical analysis and the mechanical properties and can check effectively the internal soundness of the forgings. The plan has been implemented successfully on steam generator forgings qualification in several engineering projects such as Fuqing，Fangjiashan nuclear power plants.

steam generator；forging；qualification

TL341 Article character：A Article ID：1674-1617(2014)03-0229-05

TL341

A

1674-1617(2014)03-0229-05

2014-05-07

关 晖（1970—），男，高级工程师，工学学士，长期从事核电工程设计工作。