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中国核电在核工展上的亮点大盘点
时间：[ ] 信息来源:人民网
　　日至9日，第十四届中国国际核工业展览会暨第二十届太平洋地区核能大会在北京国家会议中心举行。
　　中国核能电力股份有限公司（以下简称&中国核电&）作为我国核电企业的主力军，参加了此次核工展的核能科普展台的布展和参展工作。
　　此次核工展上，中国核电组织开展的一系列核电科普和展会宣传活动，可谓匠心独具，充满了亮点和新意。
　　亮点一：我国首次举办核电卡通形象发布会
　　作为我国具有自主知识产权的三代核电技术，&华龙一号&的全球首堆工程在我国福建福清开工建设。自日开工以来，工程进展顺利。
　　为了让&华龙一号&更加深入人心，中国核电设计了&华龙一号&全球首堆工程卡通形象&&&华龙宝宝&，并在此次核工展上进行了首次发布。&华龙宝宝&首次亮相，其&萌萌哒&的形象就受到了众多中外嘉宾的热烈欢迎，纷纷称赞。
　　发布会上，不仅有红包、直播、弹幕等时尚元素的参与，让发布会现场热闹纷繁，同时&华龙宝宝&卡通形象的公仔玩偶也同步发布，让大家把&华龙宝宝&直接带回家。
　　据悉，这是我国首次核电卡通形象发布会。
　　亮点二：传统核工展首次迎来&线上参观者&
　　核工展作为传统的工业展览会，尽管在内容和形式上已有众多创新。但是由于距离和时间的影响，参观核工展的人群和数量均受到限制。
　　中国核电在此核工展上，创新性地组织了&线上核工展&活动。该活动以目前时下火热的直播互动为主要形式，同时考虑到部分流量不足的线上人群，通过虚拟卡通人物&核电宝宝&，进行了微信群和朋友圈的图文直播。
　　线上核工展活动中，共有5983人在千里之外通过直播间、微信群和核电宝宝朋友圈&线上参观&了核工展。&线上参观&的过程中，中国核电的&核电宝宝&还对线上观众对核工展的一些问题进行了解答和互动。
　　&线上参观&核工展活动，不仅在空间维度上对核工展进行了拓展，实现了参观人数在大幅度突破，而且在时间维度上对核工展进行了拉长，中国核电早在核工展开幕前5天，就开始了核工展相关活动的预热和核工展相关消息的推送，让核工展获得了更长的生命周期。更为重要的是，中国核电对核工展进行了深度的挖掘，观众更关心什么、有哪些疑问，都在&在线观展&时得到了集中体现。
　　亮点三：&华龙一号&三位一体科普宣传
　　随着我国核电的发展，公众接受度已经被提升到了前所未有的高度。如何做好核电科普宣传，已是摆在核电企业面前的一个重要课题。中国核电通过不断创新和实践，已经在核电科普领域取得了一定成绩。
　　此次核工展上，从中国核电对&华龙一号&进行的&三位一体&方式的宣传，就可以看出其在核电科普方面是下足了功夫。
　　何谓&三位一体&就是指信息图、MG(Motion Graphic，动态图形)动画和宣传册的有机结合。
　　首先是一张信息图，以简明扼要的方式对&华龙一号&进行了介绍，该信息图在核工展活动预热阶段通过中国核电微信公众号进行了推送。
　　其次是一部MG动画，视频动画更进一步讲述了&华龙一号&设计、建造和&走出去&的故事，值得一提的是，该动画同时推出了中文版和英文版，更符合中国核电国际化的战略，更符合&华龙一号&肩负我国核电&走出去&重任的气质。
　　最后宣传册作为唯一的实体，承担了信息图和MG动画形式上的补充，中国核电组织设计了&华龙一号&的宣传手册，除了在核工展现场进行发放以外，还附在&华龙宝宝&公仔包装盒中，让&华龙宝宝&更具纪念和宣传属性。
　　&三位一体&的宣传在内容上是一致和统一的，在形式上又是互补和完整的，可谓是一次匠心独具的科普宣传。
　　亮点四：核工展潮味十足，华龙手势刷爆朋友圈
　　核工业、展览会，似乎都与&潮&没有太多交集，但此次核工展上中国核电组织的几项活动，让大家真切感受到：原来核工展也可以&潮&味儿十足啊。
　　首先就是线上核工展直播。在直播网站开辟一个房间，实时直播核工展，让核工展和更多年轻人有了更大的交集，也让更多无法来现场参观的核工业粉丝远在千里之外也有了身临其境的感觉。
　　其次是&华龙宝宝&发布仪式上的&弹幕&活动。&弹幕&这一当下年轻人在线观看视频时最&潮&的活动，被搬到了&华龙宝宝&发布仪式上。当大屏幕在播放&华龙一号&宣传片和其他多媒体材料的时候，由现场观众和线上观众发送的对&华龙一号&的祝福等话语就直接显示在了大屏幕上，互动感十足。
　　最后是&华龙手势&。设计一个动作、让其有一定的含义，并广泛传播，已经成为当下众多商业活动的必选&潮&项。在此次核工展上，&华龙一号&就拥有了自己独一无二的手势，两只手一个简单的组合，代表华龙的首字母H和L，含义鲜明、简单易学，看到&华龙手势&照片墙上那些外国友人也能熟练驾驭，就知道这是一次成功的尝试了，而在时下最重要的媒体：微信朋友圈，更是掀起了一波刷屏热潮。
　　无论是&直播+弹幕&的&互联网+&模式，还是&华龙手势&为你代言的模式，除了&潮&化核工展的同时，让核工展更具参与性和互动性。
　　亮点五：中国核电发布2015年度社会责任微报告
　　中国核电在展览会上发布了2015年度社会责任微报告。中国核能电力股份有限公司董事会秘书罗小未出席了微报告发布会，并介绍了中国核电2015年度社会责任微报告的主要内容。
　　微报告以一个侗族女孩吴倩香的核电魅力之旅进行呈现,通过侗族女孩的视角，重点阐述了中国核电2015年的重要事件和公众关注点，围绕&安全、环境、经济、人文&的核心责任议题，积极回应社会期望和各方关切，以更加完整的框架内容展现了中国核电对&魅力核电、美丽中国&的承诺和追求，传递了中国核电积极负责的社会形象。
　　通过新媒体技术呈现的中国核电2015年度社会责任微报告, 形式新颖、内容生动活波、风格清新，阅读体验更好，也更易于传播，体现了中国核电在公众沟通方面积极主动的企业态度和紧跟时代发展的创新精神。
　　倾力安全：110堆年零事故
　　&卓越核文化，安全零容忍&作为核安全的核心文化理念贯穿整个工作的始终。正是每一个核电人心中都充满着对核电使命的敬畏，截至2015年，中国核电创造了超过110堆年零事故运行的业绩，负荷因子接近90%，连续三年国内领先，生产死亡事故为零，WANO指数位居前列。
　　给力环境：减少标煤消耗约1.7亿吨
　　&奉献安全高效能源，创造清洁低碳生活&是中国核电的公司使命。中国核电在加大宣传力度、传递绿色生活理念、营造绿色低碳生活环境等方面，是切切实实的行动派：他们举办节能宣传周、设立低碳日和能源紧缺体验日、编制环保教材、举行主题环保活动、保护生物多样性、实施绿色办公&&
　　截至2015年底，中国核电累积发电5298亿千瓦时，相当于减少标煤消耗约1.7亿吨，减排二氧化碳约5.6亿吨，减排二氧化硫约414万吨，减排氮氧化物约276万吨，相当于造林约152万公顷，面积可覆盖整个北京，相当于减少汽车使用160亿辆(按照1.6L轻型车每年行驶2万公里计算)。
　　助力经济：资产总额约达到2500亿元
　　&追求卓越， 超越自我&作为中国核电的公司价值观,是助力公司经济创新和腾飞的精神动力，2015年取得了非凡的亮点绩效：资产总额约达到2500亿元，员工人数突破10000人，控股在运机组14台，装机总量1151.2万千瓦，控股在建机组11台，装机总量1209.8万千瓦，控股在运机组国内第一。
　　&华龙一号&是我国30年自主创新、成功孕育的具有完整自主知识产权的三代核电品牌，&华龙一号&的诞生标志着我国迈入世界先进核电技术的&第一阵营&。日，自主三代核电技术 &华龙一号&全球首堆示范工程&&福清核电5号机组开工建设。&华龙一号&的诞生，使中国成为继美国、法国、俄罗斯等之后，又一个具有独立自主的三代核电技术的国家，是我国从核大国向核强国迈进的重要标志，是国家实施&一带一路&战略和&核电走出去&战略的国家名片。
　　日，中国核电正式在上海证券交易所挂牌上市，核电上市成为了中国核电2015的年度记忆，也是中国核电资本实力的充分证明。它是沪深两市第一支纯正核电股，在开盘瞬间以43.95%的涨幅秒涨停，它募集资金总额131.9亿元，核电上市大幅提升了资产证券化率、品牌知名度、资金保障能力。
　　致力人文：让生活更美好
　　中国核电历来注重地方融入，关注社区民生，实现企业与社区的协同发展。在服务地方建设的同时，开展多种形式的公益志愿活动，组织爱心捐赠、社区关爱、义务献血等活动，持续服务弱势群体，增进社区福祉。支持教育、助力民生、帮助弱势人群，传递公益爱心，促进社会和谐。
　　在此次中国核电微报告发布会上，来自秦山等核电基地的五位社区代表，通过视频方式描述了他们眼中的中国核电，表达了与中国核电同行的朴素愿望；国际报告倡议组织(GRI)大中华区代表也出席了微报告发布会;该发布会活动还受到了人民日报、新华社、人民网、新华网等十多家知名媒体的关注，现场吸引了近百人的参与。
　　据悉，这是中国核电第四度发布社会责任报告。中国核电始终坚持开展透明沟通和运营，以消除公众疑虑、增强公众对核电的信心。比如多渠道进行科普宣传，开展微旅游、公众论坛、公众开放日、问卷调查和走访活动等;还设立多方宣传平台，通过官方微信微博、公司官网第一时间披露重要信息，政府监督解决项目建设中的重大问题，邀请媒体采访、参与核电相关活动等。
　　今年是&十三五&的开局之年，同时也是中国核电大力发展的关键之年。未来，中国核电将积极响应国家战略部署，顺应发展趋势和要求，不断深化对社会责任的理解和认识，致力于为社会奉献安全高效能源，创造清洁低碳生活，实现企业与自然、社会的和谐发展。
　　背景资料
　　中国核能电力股份有限公司，总部设在北京，由中国核工业集团公司、中国长江三峡集团公司、中国远洋运输(集团)总公司、航天投资控股有限公司共同出资设立，中国核工业集团公司控股。公司经营范围涵盖核电项目的开发、投资、建设、运营与管理，核电运行安全技术研究及相关技术服务与咨询业务等领域。
　　日，公司作为A股第一家纯核电企业成功上市。截至2015年底，公司拥有控股子公司15家，合营公司一家，参股公司2家;控股在运核电机组14台，装机容量1151.2万千瓦;控股在建核电机组11台，装机容量1209.8万千瓦，总资产规模约2500亿元，员工总数超过10000人。
　　说了这么多亮点，其实总体来看，中国核电在本届核工展上一系列活动的总体策划和实施本身就是最大的亮点。
　　无论是提前一周的活动预热、&线上参观&核工展的创新、全国首次科普形象发布会、&三位一体&的宣传方式、还是&潮&味儿十足的&直播+弹幕&以及&华龙手势&的活动，都体现出组织者&&中国核电的用心和用力。
　　让核工展变得&互联网+&，让核工展更具参与性和互动性，中国核电在此次核工展上做到了，相信未来还会在核电科普领域做得更多，为中国核电点赞。核电用钢的研究现状及发展趋势_中国核电信息网
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核电用钢的研究现状及发展趋势
来源：中国国际特殊钢工业展览会&&&&&&&发布日期： &
　　目前，火力发电在中国的电力供应中占80%以上，不仅消耗了大量的不可再生化石能源，还造成了严重的空气污染。随着中国对能源需求的不断增加和化石燃料消费所带来的气候变化以及资源短缺，中国加快了核电的发展步伐。截至2014年5月，中国大陆在役的核电站为21座，在建的核电站为28座，在役和在建的装机总量约为4 870万kW，但在全国电力供应的比例中仍不足2%，远低于全球核电占比——15%。根据国家《核电中长期发展规划(年)》，到2020年中国核电装机将达到在运5800万kW，在建3000万kW。我国目前正处在核电开工建设的高潮期，核电设备及用钢产业将迎来很好的发展机遇。
　　安全是核电的生命线。核电站的安全既是运行阶段面临的问题，也存在于核电站的设计和建设阶段。作为一个庞大而精密的完整系统，核电站的安全运行需要各关键部件的相互配合且长期正常运行，这给核电关键设备及用钢的安全性和可靠性提出了严格的要求。我国的核电工业起步较晚、规模较小，尚未形成完整的核电产业体系，许多关键部件仍需进口。我国在大力引进国外先进核电机组和消化吸收先进技术的同时，应尽快提高核电关键部件的国产化，尤其是核电用钢的国产化，着手建立核电用钢的选材标准和评价体系。
　　一、钢铁材料在核电站中的应用现状
　　目前，世界上常见的核电站堆型有压水堆、沸水堆、重水堆、气冷堆和快中子堆等，最广泛采用的是以普通水作为冷却剂和慢化剂的压水堆。我国在役和在建的核电站中，除秦山Ⅲ期采用CANDU型重水堆，山东荣成采用高温气冷堆外，其余均为压水堆，包括第3代AP1000核电机组。压水堆核电站的核岛和常规岛中大部分部件采用钢铁材料，除核燃料包壳、控制棒驱动机构和蒸汽发生器传热管等部件采用锆合金和镍基合金外，其余设备均采用钢铁材料，如图1所示。
　　按照成本估算，压水堆核电站中采用钢铁材料制造部件的成本占整套核电机组部成本的83%。在这些钢制部件中，制造难度最大的压力容器成本占比最高为14%，其次是主管道占12%，再次是蒸汽发生器占10%，核级阀占7%，主冷却泵占5%，堆内构件占4%，稳压器占1%;二回路中的泵、阀、管道、冷凝器等合计占16%，汽轮机占9%，汽水分离再热器占5%。
　　根据目前对2020年前核电项目建设的进度预测，按相关核电堆型的核电站平均单位投资为1.2万元/kW、设备投资占总投资的50%左右测算，设备投资总需求为4800亿元左右。核电站开工建设的高潮，必将大幅增加对核电用钢的需求。
1、一回路管道用钢
　　一回路主管道是核电站正常、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。因此，核电主管道要能够耐高温、耐高压以及耐腐蚀。早期核电站的部分主管道曾选用低合金钢管，并在管内堆焊不锈钢。之后的核电主管道普遍采用18-8型奥氏体不锈钢，并在此基础上不断优化成分和生产工艺。稳定化的奥氏体不锈钢：在18-8型不锈钢中加入钛(Ti)或铌(Nb)提高耐晶间腐蚀性能，但其焊接性能不好且造成夹杂物过多影响弯管的加工。标准304和316奥氏体不锈钢：304不锈钢在18-8型奥氏体不锈钢基础上降低碳含量，316钢又加入了2%的钼(Mo)，但它们在480～820℃之间长期停留仍有“敏化”的倾向。超低碳304L和316L奥氏体不锈钢：在原来的钢种上继续降低碳含量，获得了优异的耐晶间腐蚀、焊接性能和加工性能，但最大的问题是强度不足。
　　第2代压水堆核电站的一回路主管道采用的是铸造双相不锈钢，在奥氏体基体中增加少量的铁素体(12%～20%)，不仅提高了材料的强度和抗热裂性，还能够抑制应力腐蚀的发生。但铁素体含量不能超过20%，否则会发生较严重的热老化现象。第3代压水堆AP1000核电站的一回路主管道采用整体锻造的316LN奥氏体不锈钢，属于超低碳控氮奥氏体不锈钢，是在316L的基础上加入氮元素，既能够提高材料的强度，同时仍保持较高的塑韧性水平。
　　2、压力容器用钢
　　反应堆压力容器在高温、高压、流体冲刷和腐蚀，以及强烈的中子辐照等恶劣条件下运行，其设计寿命不低于40年且不可更换。压力容器材料必须满足以下特殊要求：足够高的纯净度、致密度和均匀度，适当的强度和良好的韧塑性，优良的抗辐照脆化和耐时效老化性能，优良的焊接性、冷热加工性能以及优良的抗腐蚀性能等。　　　　压力容器材料一般都是在工程上成熟的材料基础上改进而成的。最早的压力容器材料选用锅炉用碳(C)-锰(Mn)钢A212B(锻件为A105)，随后改用淬透性和高温性能更好的Mn-Mo钢A302B(锻件为A336)。20世纪60年代中期对A302B钢添加镍(Ni)，发展出淬透性和韧性更好的Mn-Mo-Ni钢A533B(锻材为A508-Ⅱ钢)。A508-Ⅲ钢在A508-Ⅱ钢基础上，通过降低C、铬(Cr)、Mo含量，提高Mn含量发展而来，是目前大型压水堆压力容器的首选材料。
　　3、蒸汽发生器用钢
　　蒸汽发生器的作用是把一回路冷却剂从反应堆内带出的热量继续传递给二回路介质，并使其变为蒸汽推动汽轮机发电。由于要承受高温、高压和介质的腐蚀、磨蚀等作用，蒸汽发生器部件尤其是传热管对材料性能的要求很苛刻。早期的核电站由于蒸汽发生器选材或加工工艺不当等发生过多起因蒸汽发生器故障而停堆的事故，如1989年法国的某1300MW核电站，1993年的美国特洛伊核电站和载恩核电站，2000年美国印第安角核电站等。
　　蒸汽发生器的外壳(包括上封头、上筒体、下筒体以及锥形体)由铁素体钢板制成;U型传热管过去使用18-8不锈钢，目前已广泛采用690、800等Ni基合金;管板采用高强度低合金钢锻造而成，一回路冷却剂侧为不锈钢堆焊层。
　　4、核级阀门用钢
　　核级阀门在核电设备中属于关键附件，连接了核电站的300多个子系统，其种类主要有闸阀、截止阀、止回阀、蝶阀、安全阀、主蒸汽隔离阀、球阀、隔膜阀、减压阀和控制阀等。虽然核级阀门在核电站的建设成本中占比很小，但在核电站所有部件的维修成本中，核级阀门的维修成本占据了50%以上。
　　核级阀门选用的材料一般需要具备良好的耐蚀性、抗辐照、抗冲击和抗晶间腐蚀，因此在一些主系统中均采用低碳甚至超低碳奥氏体型不锈钢做主体材料，并选用一些强度高、韧性好、耐高温高压、抗冲蚀和擦伤性能优越的合金材料来做阀杆或密封面等零件。按照阀体材料的选择，核岛中碳钢阀门约占41%、不锈钢阀门约占55%、其他材料阀门仅占约4%。
　　5、堆内构件用钢
　　堆内构件是指压力容器内除燃料组件及相关部件外的全部结构部件，其部件繁多、结构复杂、精度要求高，且需要承受高温高压、中子辐照、冷却剂腐蚀等考验。因此，反应堆内构件材料的选材原则一般为：强度适当高、塑韧性好、能抗冲击和抗疲劳;中子吸收界面和中子俘获截面以及感生放射性小;抗辐照、耐腐蚀并与冷却剂相容性好;热膨胀系数小;良好的焊接和机加工工艺性能。
　　第2代压水堆核电站的堆内主体结构材料一般是奥氏体不锈钢，如304L、304LN、321、347、310，螺栓类材料为316LN、321H不锈钢，某些特殊件采用了马氏体不锈钢，如压紧弹簧的1Cr13。第3代压水堆AP1000核电站，其功率更大、寿命更长，对堆内构件的成分和性能要求更严。其主体结构材料选用锻造的F304和F304H奥氏体不锈钢，压紧弹簧采用改进型的403马氏体不锈钢。
　　二、核电用钢的国产化情况与服役安全
　　出于安全的考虑，核电设备的选材策略趋于保守，通常选用工艺成熟且有丰富使用经验的材料。核电用钢的研究包含3个层次：材料的成分开发和工艺优化、材料的工业生产制造、材料服役过程中的组织和性能演变。只有这3个层次都成熟了的核电用钢才可能应用在核电设备中。
　　1、核电关键部件用钢的国产化
　　目前，我国正在建设的核电站主要是第2代改进型(CPR1000)和第3代(AP1000和EPR)核电机组，核电关键部件的国产化主要集中在主管道、压力容器、蒸汽发生器、堆内构件等方面。
　　(1)一回路主管道的国产化
　　第2代核电站的一回路主管道采用铸造双相不锈钢，其制造的核心技术长久以来掌握在国外少数企业手中，如法国玛努尔工业集团的产量占据世界铸造双相不锈钢市场约70%的份额。为打破我国在大型压水堆主管道长期依赖进口的局面，北京科技大学牵头了“十一五”“863”计划的重点项目《大型压水堆核电站关键结构材料与工程应用技术》，通过与烟台台海玛努尔核电设备有限公司和四川三洲川化机核能设备制造有限公司的联合研发，攻克了第2代压水堆主管道的生产技术。2011年项目单位形成3～5套/年主管道生产能力，已经在红岩河(2013年2月并网)、宁德(2012年12月并网)等核电工程取得应用，22个新建机组全部采用国产主管道。该项目成果入选了国家“十一五”重大科技成就展。
　　第3代核电机组AP1000主管道采用整体锻造成型，材料选用超低碳控氮奥氏体不锈钢316LN，在AP1000技术转让合同中是唯一没有技术转让或技术支持的关键设备，制造难度非常大。国家委托中国第一重型机械集团公司(简称“中国一重”)、中国第二重型机械集团公司(简称“中国二重”)和渤海重工管道有限公司等企业进行主管道的试制，目前已经成功制造出满足AP1000标准的整体锻造主管道并接收用户订货。但由于对AP1000主管道成形关键技术的掌握仍存在很多不足，因此主管道的成品率极低，生产成本过高。为此，国家在2012年专门安排了“863”课题《AP1000压水堆主管道材料与成形关键技术》，委托北京科技大学和烟台台海玛努尔核电设备有限公司等单位进行联合攻关，目标是掌握AP1000主管道制造过程中的大型钢锭精炼、大型不锈钢部件整体锻制、管段整体加工成形等关键技术，为AP1000主管道的质量提升和规模化稳定生产提供技术支撑，并为我国第3代自主堆型CAP1400、CAP1700主管道开发提供技术积累。
　　(2)压力容器的国产化
　　目前，正在兴建的第2代堆型CPR1000核电站的压力容器已全部由国内制造商承担，而作为主设备原材料的大锻件也由国内几家重型机械企业承制。目前，国内反应堆压力容器材料存在的主要问题，是材料制造的国产化，特别是大型铸锻件的冶炼、机械加工方面的国产化程度不高。经过不断的攻关，中国一重目前已掌握了压力容器的制造技术，实现了CPR1000核岛锻件的批量化生产，成功研制出红沿河1号、福清1号核电机组的反应堆压力容器。
　　AP1000反应堆压力容器大锻件全部采用ASME SA-508“压力容器用经真空处理的淬火加回火碳钢和合金钢锻件”制造标准，对材质的纯净度和各项机械性能指标要求非常高。世界上第1台AP1000机组——三门核电1号机组的反应堆压力容器由韩国斗山重工业集团承制，其中的部分大锻件分包给了中国一重。随着AP1000项目国产化进程的推进，中国一重已经攻克了AP1000压力容器锻件的制造技术，并承制了三门核电2号机组的压力容器。
　　(3)蒸汽发生器的国产化
　　CPR1000蒸汽发生器的主要部件包括：水室封头、管板、传热管、壳体、包壳、汽水分离器、干燥器等。水室封头材料为18MND5锻件，管板也是由18MND5锻造而成，传热管材料为NC30Fe，包壳由薄壁碳钢钢板卷焊而成。蒸汽发生器的管板、椭球封头、水室封头、下部筒体等都是生产难度较大的大型锻件，其锻造工艺和热处理是难点。2010年8月，由上海电气核电设备有限公司承制的国内首台自主化第2代加核电百万千瓦级蒸汽发生器通过竣工验收，已经在辽宁红沿河核电厂一期工程安装使用。
　　传热管是蒸汽发生器的核心部件和关键技术，我国目前在传热管材料的冶炼、制管和弯管等技术上仍然落后，需要从法国瓦尔瑞克集团(Valinox)、日本住友集团和瑞典山特维克工程集团(Sandvik)等国外公司进口。在蒸汽发生器锻件的国产化方面有较大进展，如管板的锻造已由中国一重和中国二重试制成功。2014年5月，哈电集团重型装备有限公司制造的AP1000蒸汽发生器顺利通过水压试验，标志着国产首台AP1000蒸汽发生器组装成功。
　　(4)堆内构件的国产化
　　第2代改进型压水堆核电站的堆内构件大多采用锻造不锈钢制造，如堆芯支撑板、出口管嘴、法兰等采用超低碳奥氏体不锈钢Z3CN18-10，压紧弹簧采用马氏体不锈钢Z12CN13。国内的上海重型机械设备厂有限公司从2006年开始进行第2代改进型压水堆堆内构件的大锻件技术攻关，目前已经具备批量化生产能力，并已在红沿河、宁德、阳江等核电项目中采用。
　　AP1000核电站的堆内构件进行了相当多的改进，其60年的寿命对材料的要求更高，制造难度更大。作为世界上首台商用AP1000核电机组，三门1号机组的堆内构件由美国西屋公司的核部件厂承制。目前国内的上海电气集团股份有限公司虽已接受了AP1000堆内构件国产化的任务，但还不具备批量生产的能力。
　　2、核电用钢的服役安全
　　核电用钢的服役安全研究主要针对目前正在服役的核电站，多数为第2代压水堆。核电站的安全评价中最重要的是一回路主管道、压力容器、蒸汽发生器等关键部件的服役安全，它们的失效方式分别是一回路主管道用钢的热老化脆化、压力容器钢的辐照脆化、奥氏体不锈钢及N i基合金的应力腐蚀开裂以及复杂环境载荷下钢部件的热疲劳等。
　　(1)一回路主管道用钢的热老化脆化
　　第2代压水堆核电站的一回路压力边界的主管道、主泵壳、稳压器喷嘴等许多部件都采用铸造双相(铁素体-奥氏体)不锈钢，该材料具有很好的强度和塑性的匹配、优良的焊接性和优异的抗应力腐蚀开裂性能。铁素体的存在会使材料在运行温度长期服役后发生热老化脆化，导致断裂韧性下降，临界裂纹尺寸减小。一回路主管道属于不可更换部件，其无损检测困难，因此受到各国的重视。20世纪八九十年代，美国阿贡国家实验室系统地研究了铸造双相不锈钢的热老化机理和相应的评价方法。
　　随着我国最早建设的秦山和大亚湾核电站进入中老年期，国产核电站的老化管理和寿命评估逐渐被提上议事日程，因此，北京科技大学和苏州热工研究院系统地研究了国产核电材料的热老化问题。研究发现，长期热老化处理后铸造双相不锈钢中的铁素体发生明显硬化，材料的冲击性能显著下降。微观组织观察发现，铁素体相在热老化过程中发生了调幅分解，并析出了G相，严重阻碍了位错的运动，从而导致材料的热老化脆化。这种热老化脆化随温度和铁素体含量的升高而加剧，与材料的化学成分也有密切关系。在系统地研究了热老化的微观机理和影响因素后，王西涛等人提出了一种消除双相不锈钢低温时效脆性的方法，该方法能够将长期热老化导致的脆性消除掉，使材料的力学性能得到回复，目前这一技术已经得到国家专利局的授权(ZL.5)。
　　(2)压力容器钢的辐照脆化
　　反应堆压力容器是工作环境最苛刻的部件，要承受高温、高压、高辐照剂量的考验，且终生不可更换。通常采用高韧性淬火回火低合金铁素体钢，如A533B和A508，目前大多数压水堆压力容器选用的是锻造的A508-Ⅲ钢。中子辐照会使压力容器钢产生空位、孔洞、层错和位错环等晶体缺陷，造成材料的强度和硬度升高，韧性和塑性下降，可能导致部件的脆性断裂。因此，国内外均把防止压力容器钢的辐照致脆断裂作为研究的重点。评价压力容器钢脆化程度的方法有2种：一种是韧脆转变温度法，常用于压力容器的制造和正常服役阶段;另一种是断裂力学法，仅在寿命期末或存在缺陷等特定情况下使用。
　　(3)奥氏体不锈钢及镍基合金的应力腐蚀开裂
　　早期的核电站一回路主管道采用18-8型奥氏体不锈钢，其主要的失效方式是应力腐蚀破裂。主管道发生应力腐蚀破裂需要满足3个条件：热处理或焊接不当造成的组织敏化，微量氧和氯离子的局部富集以及焊接残余应力或其它拉应力作用。根据20世纪70年代美国核管会的普查，45座核电站的16600个管道焊接接头中发现66起应力腐蚀裂纹。但是，主管道中发生的应力腐蚀开裂事故只出现在早期的核电站中，后期的主管道通过优化成分和生产工艺基本上避免了应力腐蚀开裂的发生。这些优化措施包括：降低碳含量来改善焊接性并减弱“敏化”的倾向，在奥氏体组织中形成少量的铁素体相来抑制应力腐蚀，提高主管道的焊接要求和标准。
　　奥氏体不锈钢曾应用于早期核电站的蒸汽发生器传热管，由于其抗应力腐蚀能力较差，逐渐被镍基合金所替代。最早的镍基合金材料为600合金，其抗应力腐蚀开裂的能力仍不理想，随后又开发出了690和800合金。
　　(4)复杂环境载荷下钢部件的热疲劳
　　核电站在运行及启停堆的过程中，金属管道中的流体温度会发生波动，可能导致管道部件发生热疲劳，在材料表面形成裂纹，发展到后期会出现贯穿性裂纹。热疲劳主要由热分层、热波纹和热混合3种现象引起，易发生热疲劳的部件包括一回路管道中的波动管和喷淋管及异种钢焊接接头。由于早期对热疲劳的严重性认识不足，只考虑了机组起停，所以热疲劳引起的事故在全世界范围内都发生过。
　　各国在热疲劳的评估方面开展了很多研究，但对热疲劳的认识依然不足。德国曾经在一座退役的核电站内进行过管道的热疲劳试验，测量了管壁在热瞬态下的温度分布情况。法国四回路堆设计中修正了原来的疲劳设计，将热分层等导致的热疲劳因素纳入早期设计中。美国电力科学研究院也把热疲劳问题列为近期一个重要研究课题。针对热分层现象，目前主要采取加装温度监测装置密切关注易发生热分层部位的措施。热波纹和热混合的问题目前还没有成熟的解决方案，通常依靠核电站在运行中的经验反馈来进行老化管理。目前我国尚未开展核电站的热疲劳问题研究。
　　三、核电用钢的未来发展趋势
　　世界核电的发展可以划分为4代。第1代是年间开发的原型堆电站;第2代是年间开发建设的大型商用核电站;第3代是年开始运行的先进轻水堆核电站，如AP1000、EPR等;第4代是待开发的核电站，其目标是到2030年达到实用化的程度，包括6种堆型：超高温气冷堆、超临界水冷堆、熔盐堆、气冷快堆、钠冷快堆和铅冷快堆。
　　钠冷快堆作为第4代先进核能系统的首选堆型，具有极高的安全性，能显著提高铀的利用率并大幅减少核废物。钠冷快堆的许多关键结构均采用钢铁材料，如燃料包壳、燃料组件、堆内构件和蒸汽发生器等，它们处于高温、高辐照或钠-水介质中，对钢铁材料的性能要求远高于以往的轻水堆。
　　我国虽已建成中国实验快堆，但关键结构用钢均为进口，如燃料组件是俄罗斯产的ЧC-68〔奥氏体钢，Cr16Ni15Mo2Mn2TiVB(硼)〕、主容器是瑞典产的316不锈钢、蒸汽发生器材料是俄罗斯产的10X2M(相当于2.25Cr1Mo)等。这些钢材国内虽然早已能大批生产，但在某些方面仍无法满足快堆的严苛要求。国家制订了钠冷快堆发展的3步走战略(见图2)：实验快堆—示范快堆—大型商用快堆。我国要摆脱快堆关键技术受制于人的局面，加快大型快堆的发展，就必须实现快堆关键结构用钢的国产化并开发更先进的快堆用关键材料。根据快堆关键结构用钢发展路线图并结合我国的实际状况，提出以下的重点研究内容。
　　1、快堆关键部件材料的国产化研制
　　目前实验快堆的关键部件还不能完全国产化，材料的服役性能数据库也不健全。开展快堆部件的国产化研制，能够缩小我国与先进国家在核电领域的差距，并为大型商业快堆的国产化奠定基础。
　　快堆关键部件材料的国产化研制主要包括：①燃料组件材料T i稳定化的316不锈钢的国产化制造;②堆内主要结构材料316和304不锈钢的国产化制造;③蒸汽发生器材料2.25Cr1Mo(T22)钢的国产化制造;④控制棒动导管、主钠泵支撑密封环以及栅板联箱主螺栓的国产化制造。
　　2、快堆关键部件新型材料的基础研究
　　开展具有更加优异的高温力学性能、耐辐照(累积辐照剂量可达上百dpa)及与高温钠和水具有良好相容性的新型材料的基础研究。快堆关键部件新型材料的基础研究主要包括：①新型燃料包壳和外套管材料，如F/M钢和ODS钢;②新型堆内构件用低碳控氮不锈钢，如316LN和304LN;③新型蒸汽发生器结构材料，如T91(改进型9Cr-1MO)和T92钢。
　　3、快堆关键部件材料的寿命评价及老化管理
　　钠冷快堆的使用寿命为40～60年，关键部件在反应堆运行过程中的老化、失效以及寿命评估问题需要密切关注，亟需开展关键设备和材料的寿命评价和老化管理研究。研究的成果可以应用于实验快堆部件的寿命预测，并推广到示范快堆和商用快堆的寿命评估。
　　快堆关键部件材料的寿命评价及老化管理主要包括：
　　① 研究关键结构材料在钠中的老化评定方法和鉴定标准;
　　② 研究反应堆压力容器和堆内构件的寿命管理及检测关键技术;
　　③ 研究钠冷快堆中高温部件的剩余寿命评估方法。
　　4、快堆关键部件材料的研发平台建设
　　快堆关键部件材料研发平台的建设，能够建立从基础研究到产业转化的一体化部署，推进快堆产业的整体技术创新。
　　快堆关键部件材料的研发平台建设主要包括：
　　① 建立快堆材料的堆内辐照考验设施和大型热室;
　　② 完善快堆材料的微观结构和性能测试分析平台;
　　③ 搭建快堆材料的堆外高温考验和钠-水相容性考验设施;
　　④ 建设快堆材料成分设计与组织模拟的高性能计算平台;
　　⑤ 成立快堆材料从冶炼成形、加工装配到服役管理的产业联盟。
　　四、结语
　　钢铁材料广泛应用于核电站中的关键部件，占核电机组部件采购成本的80%以上。我国正迎来核电开工建设的高潮期，核电设备及用钢产业将迎来很好的发展机遇。在引进消化吸收国外先进核电机组的同时，我国应尽快提高核电关键部件的国产化，尤其是核电用钢的国产化，着手建立核电用钢的选材标准和评价体系。同时，我国应抓住第4代核电站发展的新机遇，加大钠冷快堆相关设备和材料的研发力量，使我国尽快成为核电大国和核电强国。
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