核電用不銹鋼基礎(chǔ)知識普及

1. 產(chǎn)品介紹

核電工業(yè)用不銹鋼是指在核能利用項目上使用的不銹鋼材料。目前范圍內(nèi)主要有壓水堆、沸水堆、重水堆等熱中子堆，鈉冷、鉛冷、氣冷等快中子增殖堆和聚變堆等，其中有已成熟并大量商用的核電站，也有處于試驗和研制階段的軍工項目。

2.產(chǎn)品特點(diǎn)

由于核******事故會嚴(yán)重危及社會及公眾******，核能利用上重要的是******性。因此，已商用的核電項目大都是采用我們對其使用性能十分了解，擁有成熟制造工藝的一類產(chǎn)品來制造；但是處于試驗和研制階段的核電項目，如快堆和聚變堆，由于其用途和工況的改變，對材料就提出了更高的要求。

出于對核******的重視，對使用在核電項目關(guān)鍵部位和設(shè)備上的材料，要按照設(shè)備******等級，劃分質(zhì)保等級，分級管理。材料制造廠要按照HAF601及其導(dǎo)則的要求建立并運(yùn)行質(zhì)量保證體系，生產(chǎn)過程中編制專項技術(shù)、質(zhì)保文件，使得產(chǎn)品及其制造過程符合“凡事有據(jù)可依、凡事有據(jù)可查、凡事有人監(jiān)督、凡事有人負(fù)責(zé)”的核文化要求。

核級不銹鋼是用于核電站中與含有大量放射性物質(zhì)的堆芯冷卻劑相接觸的奧氏體不銹鋼。由于要受到高劑量中子的輻照，因此核級不銹鋼鋼應(yīng)滿足：

（1）感生放射性低；

（2）中子吸收截面?。?

（3）組織穩(wěn)定性高這三個基本特點(diǎn)。

3.太鋼核電材料的研發(fā)歷程

上世紀(jì)90年代，太鋼按照ASME BPVC規(guī)范為我國******座自主核電站——秦山I期30萬千瓦核電項目提供了304、316不銹鋼板300余噸。

2006～2011年期間，為滿足國內(nèi)CPR1000二代半核電項目需要，太鋼按照法國RCC-M技術(shù)規(guī)范生產(chǎn)核級奧氏體不銹鋼板和碳鋼板，為自嶺澳二期項目開始的20多套機(jī)組提供Z2CN18-10、Z2CN19-10（控氮）、Z2CND17-12、Z2CND18-12（控氮）、P265GH、P295GH、P355等牌號鋼板累計6000余噸，00Cr19Ni10、00Cr17Ni14Mo2等非核級不銹鋼板9000余噸。率先在國內(nèi)實現(xiàn)RCC-M規(guī)范核級不銹鋼、碳鋼材料的國產(chǎn)化，其中包括堆內(nèi)構(gòu)件、控制棒驅(qū)動控制機(jī)構(gòu)、安注箱等核島關(guān)鍵大型設(shè)備不銹鋼材料的國產(chǎn)化，超寬核級奧氏體不銹鋼特厚板和寬幅、厚規(guī)格核級奧氏體不銹鋼冷軋板，填補(bǔ)了國內(nèi)空白。

2011年福島事故后，為適應(yīng)我國以AP1000為代表的三代核電項目的發(fā)展，太鋼按照ASME BPVC規(guī)范，生產(chǎn)CAP1000、CAP1400技術(shù)核電機(jī)組所需不銹鋼材料。先后在國內(nèi)率先實現(xiàn)了堆內(nèi)構(gòu)件用304/304H不銹鋼板、燃料廠房及乏燃料水池模塊用S32101不銹鋼板、安注箱用304L+SA-533 B Cl.1復(fù)合鋼板的國產(chǎn)化。國際上首次采用熱擠壓的方式，生產(chǎn)出AP1000項目余熱排出系統(tǒng)H型、W型型鋼，成功替代了原有焊接工藝，大幅提高了設(shè)備******性能。

太鋼自2007年開始，進(jìn)行了由國際上9個******承擔(dān)的國際熱核試驗堆——ITER計劃用不銹鋼材料的研制工作。先后完成我國承擔(dān)該項目支撐包、CC包、FEEDER包等項目鋼板、鍛件和“內(nèi)方外圓”、“內(nèi)圓外方”、C型等型鋼的研制，得到了ITER計劃國際組織（IO）的認(rèn)可，取得了供貨資質(zhì)，實現(xiàn)了批量供貨。

同時，太鋼緊跟國內(nèi)快堆發(fā)展步伐。2011年加入中國快堆聯(lián)盟，作為理事單位，積極參與和推進(jìn)我國快堆的發(fā)展。目前，我國首座鈉冷快堆示范堆—CFR600在福建霞浦開工建設(shè)，太鋼突破了堆容器、堆內(nèi)構(gòu)件用316H鋼板制造關(guān)鍵技術(shù)，產(chǎn)品及其制造技術(shù)水平處于國際領(lǐng)先水平。