包邮核能材料标准化发展报告

1 全球核电材料发展态势分析 1.1 核电材料的概念、地位与作用 1.1.1 背景和意义 核能发电在世界能源结构中占据着重要地位。作为核能发电的核心装置，核电站反应堆随着核电技术不断提升而改进。从20世纪50年代首座商业核电站（美国希平港压水堆核电站）建成以来，核反应堆经历了**代原型堆发展和压水反应堆（pressurized water reactor，PWR）、沸水反应堆（boiling water reactor，BWR）、水-水高能反应堆（water-water energetic reactor，VVER）及重水反应堆（heavy water reactor，HWR）等第二代核反应堆发展时期，如今发展到第三代反应堆，且各国正在大力研发第四代反应堆堆型闫淑敏.**代到第四代反应堆.国外核新闻，2004，（4）：31-33.。第三代反应堆是吸取了多起核事故的教训而在第二代反应堆的基础上发展起来的。满足美国“先进轻水堆用户要求”（URD）或欧洲“欧洲用户对轻水堆核电站的要求”（EUR）的核电机组均可被称为第三代核电机组。总的来说，从**代原型堆验证核电商业开发开始，到第四代强化防止核扩散的反应堆研发，全球发展核电的国家(地区)都尽可能保证核电安全，乃至将核电的安全性放在首位。 尽管从工业安全角度来看，核工业拥有*好的安全记录，但核电站的事故比其他类型的工业装置事故具有更大的潜在危害，*严重的就是核泄漏，因为裂变过程产生的大量放射性物质会对生物造成严重损害OECD.Nuclear Energy Today.OECD Policy Brief，2008.。例如，1986年4月，切尔诺贝利核电站发生泄漏事故，这场事故造成了惨重的后果，爆炸时泄漏的核燃料浓度高达60%，且事故发生后没有及时处置，这场核泄漏事故对当地的影响将超过百年。2012年3月，日本福岛**核电站发生泄漏，这场泄漏事故中较为幸运的是，反应堆金属外壳完好，防止了放射性物质的大量扩散。 防止核泄漏除了需要技术的完备性外，还要通过外部阻隔来控制事故的影响程度。此外，核反应堆中环境恶劣——辐照、潮湿、高温及高压等条件都对“外部阻隔”结构提出了更高的性能要求。保证核电发展的安全，重中之重是对核反应堆的保护，并需要严格做好核燃料的防护措施。因此研发性能符合要求同时兼具功能性的核电防护材料是首要工作。 1.1.2 核电材料的概念、范畴与分类 “核电材料”广义上是指核电站建设中使用的所有材料，本报告中的核电材料特指满足民用核设施中有核级要求，且符合有关核安全法规、导则和技术标准的有色金属、陶瓷等建筑材料。按照核电站内相关设备部件服役工况和使用功能的不同，依据安全等级可将核电设备划分为四级：核一级、核二级、核三级和非核级。核一级指任何系统、结构或部件的失效均会导致严重后果；核二级指失效会造成中等严重后果；核三级则指失效会造成较低严重后果。所谓有核级要求的设备，即指核一级、核二级和核三级设备。 核电站设备主要分为三部分：核岛设备（nuclear island，NI）、常规岛设备（conventional island，CI）及辅助设备（balance of plant，BOP）。核岛是核电站安全壳内核反应堆及与反应堆有关的各个系统的统称，也是核电站的核心部分。核岛主要由核蒸汽供应系统（nuclear steam supply system，NSSS）、安全壳喷淋系统及辅助系统组成。核蒸汽供应系统又包含反应堆、反应堆冷却泵、稳压器（压水反应堆中）、蒸汽产生装置（压水反应堆中）及管道等，其中大多为核一级设备，该系统也是对材料要求*严苛的结构，系统中又以反应堆中的环境条件*为极端。 在核反应堆内部，主要通过三个实体保护屏障来防止放射性物质泄漏，分别是燃料包壳、压力壳（冷却剂系统压力边界）和安全壳。除此之外，核岛内还有一些用于冷却反应堆、传递能量等的功能性结构。 燃料包壳是燃料*外层的保护结构，它的作用在于阻止裂变产物的外泄，阻隔燃料和冷却剂，同时给芯块提供强度和刚度，保持燃料棒的几何形状。包壳暴露在辐照场下，且与高温芯块和冷却剂接触，还承受着内外部的压力（内部是芯块膨胀挤压，外部是冷却剂压力和热应力），因此包壳的设计非常严格。 包壳材料应具备中子吸收截面小，抗辐照损伤能力强，抗腐蚀能力强，导热性好，易于加工焊接，具有较好的强度、塑性及蠕变性能，且还应满足易获得、成本低的经济特性。适宜作包壳的材料有铝及铝合金、镁合金、锆合金和奥氏体不锈钢及高密度热解碳等，现在商用反应堆主要采用锆合金作为包壳材料。锆在高温环境下强度高、延展性好、中子吸收截面小、在高温水中抗腐蚀性能好，有较高的导热性和加工性能，与二氧化铀芯块有较好的相容性。主要锆合金有Zr-2、Zr-4、Zr-1Nb、Zr-2.5Nb，*新发展的有M5、ZIRLO合金等。 堆内结构材料主要功能是支撑燃料组件及组件的精确定位，为控制棒及堆芯测量装置和辐照监督提供支撑与向导，合理分配冷却剂流量和减少压力容器内表面的中子注量等。 堆内结构的材料应具备以下特征：①强度高、塑韧性大、耐高温；②中子吸收截面和中子俘获截面及感生放射性好；③抗辐射、耐腐蚀并与冷却剂有较好的相容性；④热膨胀系数小，热导性能好；⑤易加工、成本低。压水堆的堆内构件材料主要是奥氏体不锈钢，部分采用镍基合金。 堆内压力容器主要作用是稳定堆内压力。堆内压力容器的材料需满足：①强度高、塑韧性好、抗辐射、耐腐蚀，与冷却剂相容性好；②容易冷热加工，包括焊接性能好和淬透性大；③纯净度高、偏析和夹杂物少、晶粒细、组织稳定。堆内压力容器对材料的要求尽管有耐腐蚀、抗辐射方面的要求，但主要仍是抗压方面的。 轻水堆压力容器材料早期曾采用A212B锅炉钢，但为了提高强度、增大淬透性和改善焊接性能，以及随着堆功率增大，轻水堆压力容器材料经历了A212B钢（板材）—A302B钢（板材）—A533B钢（板材）—A5082钢（锻材）—A5083钢（锻材）的发展过程。目前国内外广泛采用A5083钢。 反应堆回路要求制造材料具有较强的抗应力腐蚀、晶间腐蚀和均匀腐蚀的能力，基体组织稳定、夹杂物少且具有足够的强度和塑性、铸造和焊接性能好、成本低。 在沸水反应堆中，反应堆回路材料多采用AISI 304不锈钢。压水堆则多采用含有少量δ铁素体的AISI 316离心铸造管。快堆一回路管道多用316不锈钢，二回路管道采用304或316不锈钢。CANDU重水堆的回路管道一般采用奥氏体不锈钢。 蒸汽发生器传热管要求材料具有热稳定性和良好的焊接性能、基体组织稳定、热导率高、热膨胀系数小、抗均匀腐蚀和抗局部腐蚀能力强，具有足够的塑性和韧性。压水堆蒸汽发生器的传热管早期采用18-8型不锈钢，后来使用耐热和耐腐蚀的Inconel 600镍基合金。 安全壳的体积很大，内层的钢密封衬由现场组装和焊接，焊前无法预热，焊后难以进行热处理。因此要求安全壳材料具有焊接性能好、杂质少、强度高、塑韧性大等性能。 安全壳大多采用A516、16Mn等碳锰钢材料。当壳体厚度超过38 mm时，为提高淬透性，改善强度和韧性及焊接性能，需采用低合金高强度钢:A537或A387。 反应堆控制材料是实现反应堆可调功能的材料，其特点是中子吸收截面大，对反应堆的正向反应有抑制、释放和调节作用。对控制材料的要求有能有效吸收中子，抗腐蚀，在极端环境下其化学和尺寸具有稳定性，有足够机械强度和热传导性。常用的控制材料有铪（Hf）、镉（Cd）、银-铟-镉（Ag-In-Cd）、硼（B）及钆（Gd）、钐（Sm）等稀土元素。 铪是制作水堆控制棒*好的材料，它除具有较大的热中子和超热中子吸收截面外，还具有耐腐蚀、熔点高、耐热性好等特点，但铪的价格限制了其在民用堆上的应用。目前绝大多数反应堆都用银-铟-镉作为吸收体，它的缺点是在含硼压水堆中抗腐蚀性不够理想。 核电材料还可细分为碳素钢、低合金钢、不锈钢、镍基合金、钛及其合金、锆合金等，其类型涉及板、带、管、丝、棒和锻件等。除了要研发适合反应堆功能需求的材料外，还要对材料的各项性能进行测试。对核材料的测试包括材料的腐蚀开裂特性、辐照特性的测试等，阿贡国家实验室核工程部中的环境辅助裂解（EAC）实验室就是通过使用四个高压釜系统评估核反应堆结构材料在模拟的轻水堆（light water veactor，LWR）冷却剂环境中的蠕变特性。 综合上述各结构材料的要求，反应堆材料性能应满足如下要求： 1）核性能。堆芯内结构材料的中子吸收截面应尽可能小，同时，为减小放射性危害，材料的活化截面也应尽可能小，含较少的长半衰期元素。 2）机械性能。强度、塑韧性和热强性高，缺口敏感性和晶体长大倾向性小。 3）化学性能。抗腐蚀、抗高温氧化能力强；点腐蚀、晶间腐蚀和应力腐蚀倾向性小。 4）耐辐照性能。在辐照场下，组织和结构稳定，脆化、膨胀等辐照效应和PCI（芯块与包壳的相互作用）小。杂质和气体含量少，成分偏析少。晶粒和沉淀强化相对细小稳定。 5）工艺性能。冶炼、铸造、锻压、冷加工和焊接性能应良好。淬透性大，无时效、回火脆性和二次硬化以及延迟脆性等倾向。 6）物理性能。导热率大，热膨胀系数小。 7）经济性。原材料来源方便，制造成本低廉，工艺简单。 核电设备因其承担功能不同，所在的服役环境也有差别，因此对不同核电设备的制造材料要求也有区别，且相对其他制造材料的检测也更为严格。核电材料一般需要满足如下要求： 1）设计要素。核能关键设备通常在高温、高压、强腐蚀和强辐照的工况条件下工作，对材料的要求极高，通常要满足核性能、机械性能、化学性能、物理性能、耐辐照性能、工艺性能、经济性等各种性能的要求，要达到专用的标准法规要求。 2）质保要求。按法规、标准和采购技术条件规定完成材料的生产。我国HAF003/01和ASME等标准对核电材料生产全过程质量控制有明确的要求。核电材料的设计、生产、试验、探伤运输全过程要在严格的质保体系下完成。要对不符合规范要求的项目进行有效的管理和监督，对有损于质量的情况提出切实有效的纠正措施，对各流程进行记录和监察，过程要求具有可追溯性。 3）化学成分。受压元件的S、P含量一般都要求在150 ppm1ppm=1×10-6。以下，反应堆压力容器某些部件要求80 ppm，个别部件S含量要求为50 ppm以下。某些特定残余元素有严格规定，如奥氏体不锈钢硼含量不得超过18 ppm；与堆内冷却剂接触的所有零件（一般采用不锈钢或合金制造），其钴、铌和钽含量严格限定为钴≤0.20%，铌+钽≤0.15%。某些接触辐照的承压容器，要求限制材料的铜、磷含量。 4）力学性能。从指标要求上看，夏比V型冲击值要求比容器材料高得多，往往要同时提供2个或3个试验温度下的冲击吸收功、侧向膨胀量和纤维区面积等。 5）无损检测。超声波探伤的验收要求比常规压力容器高得多；部分容器用钢板超声检测（ultrasonic testing，UT）探伤重叠部分要求达到10%～15%。对于所有受压部件都有严格的表面质量要求，经过目视检测（visual testing，VT）和渗透检测（penetrant testing，PT）探伤检验。 6）规格、单重、表面光洁度要求。核电设备用钢板厚度达到300 mm，*大锻件重达300 t以上。核级管材、不锈钢材等产品尺寸精度要求高，对于一些小径、薄壁、特长管材，对直度和表面光洁度要求较高。 1.1.3 核电材料的作用 任何核电系统的安全、经济运行很大程度上取决于燃料和建设材料的成功。在长达60年的核电站系统服役寿命中，设备材料会受到复杂的化学环境（冷却剂）、应力