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從兩次7級核事故，看中國核電材料及技術(shù)

2020-12-08 11:22:29 作者：材易通來源：材易通分享至：

美國——世界上第一座示范性受控裂變反應(yīng)堆

切爾諾貝利——壓力管式石墨慢化沸水反應(yīng)堆核電站

福島——單循環(huán)沸水堆核電站

中國——加壓水慢化冷卻反應(yīng)堆核電站（壓水堆核電站）

切爾諾貝利核事故

1986年4月25日，距離烏克蘭首府基輔130公里，距離切爾諾貝利18公里的切爾諾貝利核電站4號機(jī)組正在進(jìn)行一次安全試驗(yàn)。26日1時(shí)，工作人員為了達(dá)到試驗(yàn)計(jì)劃的功率，將保證反應(yīng)堆安全的控制棒提出，所提升的控制棒已經(jīng)超出了運(yùn)行規(guī)程的限制。盡管如此，試驗(yàn)仍繼續(xù)進(jìn)行。為了避免反應(yīng)堆自動停堆，工作人員還切除了部分事故保護(hù)系統(tǒng)。

試驗(yàn)開始后不久，反應(yīng)堆功率急劇上升，冷卻劑溫度上升，出現(xiàn)閃蒸現(xiàn)象（即突然蒸發(fā)成水蒸氣）。冷卻劑閃蒸之后，反應(yīng)堆內(nèi)空泡增加，具有正空泡系數(shù)的石墨沸水堆功率急劇上升（據(jù)說是4s內(nèi)增大了100倍）。所謂的正空泡系數(shù)表示的是堆內(nèi)空泡越多，反應(yīng)堆功率越大，這也就是這種反應(yīng)堆的設(shè)計(jì)缺陷，現(xiàn)在法規(guī)要求反應(yīng)堆的空泡系數(shù)必須為負(fù)值。這時(shí)，工作人員希望把控制棒插到堆芯里，但是由于堆芯功率暴漲，溫度急劇上升，導(dǎo)致了控制棒管道變形，控制棒無法插入堆芯。至此，反應(yīng)堆已經(jīng)進(jìn)入了失控狀態(tài)。

反應(yīng)堆進(jìn)入失控狀態(tài)，堆芯功率迅速增加，燃料棒開始熔化，堆內(nèi)蒸汽壓力瞬間暴漲，最后導(dǎo)致了一場蒸汽爆炸。蒸汽爆炸破壞了反應(yīng)堆的頂蓋，并把反應(yīng)堆廠房屋頂炸毀。切爾諾貝利核電站沒有設(shè)計(jì)安全殼，當(dāng)時(shí)對于安全殼的必要性還存在爭議，美國人認(rèn)為需要，蘇聯(lián)人認(rèn)為不需要。所以，反應(yīng)堆廠房被炸毀意味著所有放射性全部釋放到環(huán)境中，這就形成了歷史上最嚴(yán)重的放射性物質(zhì)泄漏事故。這個(gè)過程說起來不短，但實(shí)際上整個(gè)過程只有8分鐘，工作人員根本還沒有時(shí)間進(jìn)行搶救。

反應(yīng)堆內(nèi)的蒸汽爆炸導(dǎo)致廠房損壞，放射性物質(zhì)直沖云霄，四處飛濺。而更為雪上加霜的是，從反應(yīng)堆內(nèi)濺射出來的高溫核燃料和石墨與氧氣接觸，引起了石墨火。火花隨著放射性物質(zhì)濺落到核電站的各個(gè)廠房，引起了30多處的大火。即是放射性物質(zhì)釋放，又是大火災(zāi)，人類史上最嚴(yán)重的工業(yè)事故就這樣發(fā)生了。

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后續(xù)

事故發(fā)生后，蘇聯(lián)立即調(diào)動60萬的搶救大軍，分空、陸和地三路封鎖核電站的輻射源。搶險(xiǎn)的第一步，是終止反應(yīng)堆內(nèi)的裂變反應(yīng)。但是反應(yīng)堆處于炎炎大火之中，搶險(xiǎn)人員根本無法靠近。于是，蘇聯(lián)政府調(diào)動了最頂尖的飛行員，駕駛直升機(jī)運(yùn)送士兵，從空中投下沙包和硼酸。沙包用來熄滅火焰，硼酸用來終止裂變反應(yīng)。在投了2000噸的硼酸和沙包之后，反應(yīng)堆內(nèi)的裂變反應(yīng)終于停止了。但是，這樣的搶救方式付出的代價(jià)是慘重的。當(dāng)時(shí)在反應(yīng)堆上方的輻射值已遠(yuǎn)遠(yuǎn)超過致命輻射值的，飛行員和士兵在沒有任何防護(hù)措施的情況下在反應(yīng)堆上方徒手空投沙包，必然受到了大量的輻射。

空中任務(wù)只是把大火熄滅，把裂變反應(yīng)終止，但事故還沒有停止。反應(yīng)堆內(nèi)的熔化燃料形成了溫度極高的熔融物。這些熔融物把地面上的水泥板燒裂，并繼續(xù)往下侵蝕。而地底下是供應(yīng)全國的地下水，一旦地下水受到核污染，后果就更加不可控制了。于是，蘇聯(lián)政府派出了一萬名曠工和共青團(tuán)員開始挖地道，他們的任務(wù)是挖出一條隧道通到反應(yīng)堆底部，用水泥把下面填滿，以阻止熔融物往下侵蝕。這些挖隧道的人員也是沒有任何防護(hù)措施，同樣受到了難以計(jì)量的輻射劑量。

但更為難以想象的事情還在地面上。反應(yīng)堆中帶有放射性的石墨塊被炸得到處都是，這些放射性石墨塊必須扔回到反應(yīng)堆里，以減少放射性的釋放。這些工作本來應(yīng)該是由機(jī)器人完成的，但由于現(xiàn)場輻射太高，機(jī)器人沒過多久就報(bào)廢了。蘇聯(lián)政府只好派出士兵來完成這個(gè)任務(wù)。3400多名士兵每45秒換一人，輪番沖上廠房屋頂將石墨扔回反應(yīng)堆，每人只能鏟兩鏟。當(dāng)然，這些士兵也是沒有任何防護(hù)措施的。最后，切爾諾貝利核電站終于被一個(gè)由水泥澆筑而成的蓋子封鎖住了。這就像給核電站造一個(gè)水泥的棺材一樣永久地將其封住，這個(gè)水泥蓋子也被稱為“石棺”。

自從1986年發(fā)生核泄漏后，這片區(qū)域的輻射量相當(dāng)于400枚美國向廣島投放的原子彈。切爾諾貝利所在的2600平方公里也一直被封鎖，到現(xiàn)在已經(jīng)34年了。

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核泄漏污染區(qū)域示意圖

福島核事故

2011年3月11日14時(shí)16分，日本東北部太平洋海域發(fā)生9級地震。位于東京東北270公里處的福島核電站檢測到了地震信號，自動啟動緊急停堆系統(tǒng)。大約30分鐘后，反應(yīng)堆都實(shí)現(xiàn)了自動停堆，進(jìn)入次臨界狀態(tài)。至此，核電站處于安全狀態(tài)，這也說明核電站成功抵抗住了9級地震的沖擊。

停堆之后的反應(yīng)堆還需要不斷地供冷卻水來冷卻堆芯的余熱，這樣才能確保反應(yīng)堆的絕對安全。大約停堆1個(gè)小之后，地震震毀了輸電塔，核電站失去了外部電源，用于冷卻堆芯余熱的水泵停了。這時(shí)，啟動應(yīng)急柴油機(jī)啟動，供電給水泵進(jìn)行冷卻堆芯余熱。

應(yīng)急柴油機(jī)啟動50分鐘后，核電站遭到海嘯襲擊，高達(dá)15米的海嘯把兩臺應(yīng)急柴油機(jī)淹沒，核電站的最后一道防線失效了。在應(yīng)急柴油機(jī)失效之后，核電站場內(nèi)還配有緊急備用電池（UPS），UPS可以供應(yīng)8個(gè)小時(shí)的電力。在這8小時(shí)的時(shí)間里，搶險(xiǎn)人員的任務(wù)就是找到外來緊急電源來供給冷卻堆芯余熱使用。但是，很遺憾，東京電力公司的搶險(xiǎn)人員沒能完成這個(gè)任務(wù)。等到UPS電源用完之后，堆內(nèi)的水慢慢被燒成水蒸氣，然后就是燃料棒熔化，放射性物質(zhì)開始釋放。

反應(yīng)堆燃料棒的包殼是一種鋯合金，這種合金在高溫下與水蒸氣反應(yīng)會產(chǎn)生氫氣。福島核電站反應(yīng)堆內(nèi)便發(fā)生了這種鋯-水反應(yīng)，產(chǎn)生大量氫氣。當(dāng)工作人員通過釋放蒸汽來減少反應(yīng)堆內(nèi)的壓力時(shí)，鋯-水反應(yīng)產(chǎn)生的蒸汽也隨著水蒸氣跑到廠房。氫氣不斷在廠房里匯集，到了一定濃度，便產(chǎn)生了氫氣爆炸。福島核電站是二十世紀(jì)70年代建造的核電站，它的廠房并不是嚴(yán)格意義上的安全殼，其建造標(biāo)準(zhǔn)遠(yuǎn)低于安全殼的要求。在這次氫氣爆炸中，反應(yīng)堆廠房被直接炸毀，這便是我們在電視上看到的爆炸畫面。福島核事故的爆炸和切爾諾貝利的爆炸是有本質(zhì)區(qū)別的，切爾諾貝利核事故的爆炸是堆芯內(nèi)部的蒸汽爆炸，放射性物質(zhì)隨著爆炸飛濺出來，而福島核事故的爆炸是廠房內(nèi)的氫氣爆炸，就跟普通的煤氣爆炸一樣，危險(xiǎn)程度并不是太很高。但氫氣爆炸炸毀了反應(yīng)堆廠房，使得廠房內(nèi)的放射性物質(zhì)泄漏到了環(huán)境中，造成了放射性泄漏事故，這便是這次爆炸帶來的嚴(yán)重后果。

后續(xù)

福島核事故的后果無疑是非常嚴(yán)重的，但令人欣慰的是這次事故中沒有人員因?yàn)楹溯椛涠劳觥Ｔ谌绱藝?yán)重的核事故中，能夠做到無人員傷亡，也從某個(gè)側(cè)面反映出核電站的安全程度。在受輻射的人員中，按照今年1月份東電公司的統(tǒng)計(jì)，累積輻射劑量超過5毫西弗的人數(shù)約1.5萬人，累積輻射劑量超過50毫西弗的約1751人，累積輻射劑量超過100毫西弗的約173人。1毫西弗是普通人一年內(nèi)允許接受的輻射量，5毫西弗相當(dāng)于接受一次CT檢查的輻射量，50毫西弗是輻射相關(guān)工作人員一年內(nèi)允許接受的輻射量，100毫西弗以下不會出現(xiàn)明顯的組織損傷，工作人員在緊急情況下允許接受的輻射劑量限值是250毫西弗。

目前，福島核電站內(nèi)還有大量核污染水需要處理。日本政府默認(rèn)是將這些廢水排入到大海中，通過海水的流動來稀釋污染水。這種做法，世界各國尤其是周邊國家的反響都很激烈。最后究竟如何處理這些核污染的廢水，目前還沒有一個(gè)定論。

相比于切爾諾貝利事故，福島核事故造成全球性的危害性遠(yuǎn)大于前者，日本政府似乎也已經(jīng)付不起相關(guān)責(zé)任，希望相關(guān)國家一起協(xié)商解決問題。當(dāng)前我國大部分現(xiàn)役以及在建的核反應(yīng)堆，大多運(yùn)用的是反應(yīng)堆與發(fā)電輪機(jī)循環(huán)分離的壓水堆，相較于沸水堆更復(fù)雜、成本高，但是更加安全，其中應(yīng)急冷卻裝置不需要電力就能啟動。但是發(fā)生事故的反應(yīng)堆之前也被認(rèn)為是絕對安全的，所以一但出現(xiàn)事故我們該如何應(yīng)對，如何建立相關(guān)的安全機(jī)制甚至國家動員機(jī)制，正例反例都有。

中國壓水堆核電站

不同于沸水堆核電站，中國使用的是壓水堆核電站，這種核電站是將反應(yīng)堆與冷卻水分開進(jìn)行，相比于沸水堆，壓水堆更加安全可控，抗風(fēng)險(xiǎn)能力也大大提升。

截至2019年年底，全球總運(yùn)行核電機(jī)組442臺，核電總裝機(jī)容量大392.4GW，年發(fā)電量約占全球年發(fā)電總量的10.5%。我國核電技術(shù)發(fā)展較晚，2008年核電發(fā)電量僅占全國電力供應(yīng)總量的1.15%，2020年已逐步提高到4%以上，核電已成為我國電源結(jié)構(gòu)的主要組成。

目前我國有47臺運(yùn)行核電機(jī)組、15臺在建核電機(jī)組，在建核電機(jī)組量全球第一。世界最先進(jìn)的三代核電首堆均在我國建設(shè)，并陸續(xù)實(shí)現(xiàn)并網(wǎng)發(fā)電，同時(shí)四代堆和聚變堆技術(shù)研發(fā)也在有序推進(jìn)。

沸水堆與壓水堆工作原理

沸水堆（Boiling Water Reactor）字面上來看就是采用沸騰的水來冷卻核燃料的一種反應(yīng)堆，其工作原理為：冷卻水從反應(yīng)堆底部流進(jìn)堆芯，對燃料棒進(jìn)行冷卻，帶走裂變產(chǎn)生的熱能，冷卻水溫度升高并逐漸氣化，最終形成蒸汽和水的混合物，經(jīng)過汽水分離器和蒸汽干燥器，利用分離出的蒸汽推動汽輪進(jìn)行發(fā)電。

壓水堆（Pressurized Water Reactor）字面上看就是采用高壓水來冷卻核燃料的一種反應(yīng)堆，其工作原理為：主泵將120～160個(gè)大氣壓的一回路冷卻水送入堆芯，把核燃料放出的熱能帶出堆芯，而后進(jìn)入蒸汽發(fā)生器，通過傳熱管把熱量傳給二回路水，使其沸騰并產(chǎn)生蒸汽；一回路冷卻水溫度下降，進(jìn)入堆芯，完成一回路水循環(huán)；二回路產(chǎn)生的高壓蒸汽推動汽輪機(jī)發(fā)電，再經(jīng)過冷凝器和預(yù)熱器進(jìn)入蒸汽發(fā)生器，完成二回路水循環(huán)。中國建成和在建共有13臺核電機(jī)組，除秦山三期采用CANDU堆技術(shù)，山東榮成采用高溫氣冷堆，其余均為壓水堆。

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壓水堆核電站示意圖

沸水堆與壓水堆共同點(diǎn)

沸水堆和壓水堆都是屬于輕水堆，兩者都使用低濃鈾燃料，采用輕水作為冷卻劑和慢化劑，沸水堆系統(tǒng)比壓水堆簡單，特別是省去了蒸汽發(fā)生器；燃料都是以組件的形式在堆芯排布，組件由柵格排布的燃料柵元組成，燃料柵元由燃料芯塊、包殼構(gòu)成；燃料放置于壓力容器當(dāng)中，外面有安全殼，具備包殼、壓力邊界、安全殼三重防泄露屏障；沸水堆和壓水堆的發(fā)電部分功能也都一樣。

沸水堆與壓水堆的主要區(qū)別

沸水堆采用一個(gè)回路，壓水堆有兩個(gè)回路；沸水堆由于堆芯頂部要安裝汽水分離器等設(shè)備，故控制棒需從堆芯底部向上插入，控制棒為十字形控制棒，壓水堆為棒束型控制棒，從堆芯頂部進(jìn)入堆芯；沸水堆具有較低的運(yùn)行壓力（約為70個(gè)大氣壓），冷卻水在堆內(nèi)以汽液形式存在，壓水堆一回路壓力通常達(dá)150個(gè)大氣壓，冷卻水不產(chǎn)生沸騰。

壓水堆相對沸水堆的優(yōu)勢

沸水堆控制棒從堆芯底部引入，因此發(fā)生“在某些事故時(shí)控制棒應(yīng)插入堆芯而因機(jī)構(gòu)故障未能插入”的可能性比壓水堆大，即在停堆過程中一旦喪失動力，就會停在中間某處，最終可能導(dǎo)致臨界事故發(fā)生；而壓水堆的控制棒組件安裝在堆芯上部，如果出現(xiàn)機(jī)械或者電氣故障，控制棒可以依靠重力落下，一插到底，阻斷鏈?zhǔn)椒磻?yīng)。另外，對于控制棒向上引入的反應(yīng)堆，其堆芯上部的功率高于底部，當(dāng)反應(yīng)堆喪失冷卻后，會導(dǎo)致產(chǎn)生熱量大的地方帶走熱量少，上部的燃料發(fā)生熔毀的概率增加。

沸水堆遇緊急情況停堆，冷卻動力喪失時(shí)，燃料溫度增加，冷卻水逐漸氣化，回路壓力增加，必須進(jìn)行釋壓處理，則會導(dǎo)致帶有放射性的氣體進(jìn)入大氣，同時(shí)還需要起用備用電源進(jìn)行主動地注水冷卻；壓水堆冷卻動力喪失時(shí)，可以用應(yīng)急水泵對蒸汽發(fā)生器進(jìn)行噴淋，并調(diào)節(jié)穩(wěn)壓器壓力，保證一回路不出現(xiàn)局部沸騰，依靠一二回路的溫差實(shí)現(xiàn)自然循環(huán)，讓堆芯慢慢退熱。新的三代壓水堆在設(shè)計(jì)上擁有非能動性或稱自主能動性安全冷卻體系，擁有類似水塔性質(zhì)的蓄水，至于安全殼上層，可以依靠重力完成注入冷卻水實(shí)現(xiàn)冷卻；另外堆芯有排氣管道開放外界，壓力可以得到控制。而福島為被動能動型冷卻體系，所以堆芯溫度在停堆后要依靠柴油發(fā)電機(jī)發(fā)電啟動，在柴油發(fā)電機(jī)無法啟動的情況下，導(dǎo)致溫度失控。

沸水堆與壓水堆不同之處在于沸水堆沒有蒸汽發(fā)生器，一回路水通過堆芯加熱變成約285℃的蒸汽并直接引入汽輪機(jī)，因此常規(guī)島布置有一回路的冷卻劑管道，管道失效可能引起冷卻劑泄漏。壓水堆的一回路和蒸汽系統(tǒng)通過蒸汽發(fā)生器分隔開，而且蒸汽發(fā)生器安置在安全殼內(nèi)，只要蒸汽發(fā)生器完整，放射性物質(zhì)不會釋放到環(huán)境中，即使蒸汽發(fā)生器故障破損，利用安全殼貫穿件關(guān)閉，放射性物質(zhì)也不會釋放到環(huán)境中。

沸水堆壓力遠(yuǎn)低于壓水堆壓力，因此在系統(tǒng)設(shè)備、管道、泵、閥門等的耐高壓方面的要求低于壓水堆。壓水堆由于壓力高，且多了蒸汽發(fā)生器、穩(wěn)壓器等設(shè)備，技術(shù)性能要求及造價(jià)都要高許多。但正是由于壓水堆一、二回路將放射性冷卻劑分開，因此安全性高于沸水堆。

中國核電材料創(chuàng)新成果

2004年前我國百萬千瓦壓水堆核島主設(shè)備材料全部依賴進(jìn)口，2006年我國引進(jìn)世界最先進(jìn)三代壓水堆，外方不轉(zhuǎn)讓核島主設(shè)備材料技術(shù)。為此國家重大科技專項(xiàng)設(shè)立核島關(guān)鍵材料研究課題，由鋼鐵研究總院聯(lián)合冶金和機(jī)械行業(yè)龍頭企業(yè)開展技術(shù)攻關(guān)，取得了以下重大科技創(chuàng)新：

（1）創(chuàng)新研發(fā)壓力容器SA508-3cl.1大鍛件（300-600噸級鋼錠）低溫韌性提升和組織性能均勻性控制技術(shù)。發(fā)現(xiàn)了影響低溫韌性的物理冶金機(jī)理，采用低碳高錳、嚴(yán)控錳/碳及氮/鋁比，改進(jìn)多包合澆和熱過程工藝，獲得了低偏析、高韌性、高均勻性大鍛件，占領(lǐng)國內(nèi)市場；

（2）首次形成蒸發(fā)器高強(qiáng)SA508-3cl.2大鍛件消應(yīng)力退火后強(qiáng)韌性匹配控制技術(shù)。發(fā)現(xiàn)硅、磷偏聚和組織粗化是韌性降低主因，發(fā)明低硅控鋁鋼冶煉澆注新工藝，獲得高純均質(zhì)大鋼錠；研制大鍛件材料研究裝置，創(chuàng)新組合熱處理工藝，獲得了高強(qiáng)高韌大鍛件，占領(lǐng)國內(nèi)市場；

（3）率先掌握整鍛316LN大鍛件鍛造開裂和晶粒度控制技術(shù)，成功研制世界首批異形整鍛主管道大鍛件（100噸級鋼錠），創(chuàng)新管道內(nèi)孔套料和冷彎技術(shù)，實(shí)現(xiàn)整鍛主管道批量生產(chǎn)，占領(lǐng)市場，國外尚無產(chǎn)品；

（4）率先成功研制世界首批三代核電堆內(nèi)壓緊彈簧F6NM馬氏體不銹鋼大型環(huán)鍛件，實(shí)現(xiàn)批量生產(chǎn)，占領(lǐng)市場，國外尚無產(chǎn)品；

（5）創(chuàng)新高精控碳超純冶煉、無缺陷熱擠壓、超長薄壁直管高信噪比公差一致性控制、在線脫脂、和U形彎管技術(shù)及其裝備，自主集成全流程生產(chǎn)線，我國首次實(shí)現(xiàn)蒸發(fā)器690U傳熱管批量制造，大批量替代進(jìn)口。十余年來聯(lián)合研究團(tuán)隊(duì)獲授權(quán)專利等51項(xiàng)（其中發(fā)明專利25項(xiàng)），形成企業(yè)技術(shù)秘密72項(xiàng)，修訂國家標(biāo)準(zhǔn)2項(xiàng)和行業(yè)標(biāo)準(zhǔn)11項(xiàng)（與世界先進(jìn)核電標(biāo)準(zhǔn)完全接軌），技術(shù)創(chuàng)新工作填補(bǔ)了國內(nèi)外核島主設(shè)備材料技術(shù)空白，實(shí)現(xiàn)了我國壓水堆核島主設(shè)備材料技術(shù)的自主化，顯著提升了國家高端裝備制造業(yè)核心能力。項(xiàng)目實(shí)施后，SA508-3大鍛件市場占有率從零到90%，316LN主管道和F6NM環(huán)鍛件市場占有率從無到100%，690U管市場占有率從零到45%，產(chǎn)品占領(lǐng)國內(nèi)市場，深刻改變了國際市場格局，主導(dǎo)了核島主設(shè)備材料市場定價(jià)權(quán)，使我國核島主設(shè)備采購價(jià)降低60%，核電工程單位造價(jià)降低30%。

中國核壓力容器用鋼

核壓力容器是壓水堆核電站核島的關(guān)鍵主設(shè)備，是放射性一回路壓力邊界，由大型鍛件環(huán)形焊接而成，要求在高溫、高壓、輻照、腐蝕環(huán)境下可穩(wěn)定運(yùn)行60年以上。2006年以前，我國百萬千瓦壓水堆核電站核島用大鍛件全部依賴進(jìn)口，而且引進(jìn)AP1000核電技術(shù)時(shí)國外明確規(guī)定“大型鍛件制造技術(shù)”不在轉(zhuǎn)讓序列，我國只能自主創(chuàng)新研制。材料國產(chǎn)化是實(shí)現(xiàn)核電技術(shù)自主化的基礎(chǔ)“十二五”期間國家設(shè)立“大型先進(jìn)壓水堆核電站”國家科技重大專項(xiàng)，經(jīng)過兩個(gè)“五年計(jì)劃”的攻關(guān)我國已完全實(shí)現(xiàn)三代核電技術(shù)所需大型鍛件的國產(chǎn)化和自主化。

核壓力容器用鋼的發(fā)展過程

核壓力容器用鋼最初選用245MPa級（屈服強(qiáng)度，下同）C-Mn或Mn-Mo系碳鋼，包括A201、A212板材和A105、A182鍛件；然而，由于特厚板材的高溫強(qiáng)度及韌性不足，此類碳鋼很快被345MPa級Ni-Cr-Mo系低合金鋼取代，包括A302B、A533B板材和A336、A508-2鍛件；此后，鍛件逐漸取代板材成為核壓力容器的首選，但在使用過程中不斷發(fā)現(xiàn)A508-2鍛件堆焊層下存在裂紋，故345MPa級Mn-Ni-Mo系低合金鋼A508-3被成功開發(fā)并廣泛應(yīng)用至今。根據(jù)核壓力容器大型一體化設(shè)計(jì)和高韌性要求，當(dāng)壓力容器壁厚超過300.0mm時(shí)，A508-3鋼大鍛件難以滿足低溫韌性和均質(zhì)性要求，同時(shí)A508-3鋼大型復(fù)雜鍛件的制造和儲運(yùn)已達(dá)到我國工業(yè)能力極限。為此，具有高淬透性和高強(qiáng)韌性的新一代核壓力容器用鋼——585MPa級A508-4N鋼被成功開發(fā)，用其制造的核壓力容器的壁厚將降低30%左右。

圖核壓力容器用鋼的發(fā)展過程

中國核壓力容器用鋼及其制造技術(shù)的挑戰(zhàn)

1大型一體化設(shè)計(jì)

基于壓水堆核電安全性和經(jīng)濟(jì)性提升，核壓力容器已由早期的板焊結(jié)構(gòu)發(fā)展為現(xiàn)在的大型一體化鍛件結(jié)構(gòu)，完全消除了縱焊縫且環(huán)焊縫數(shù)量也大幅減少，如下圖所示。三代核電技術(shù)AP1000的核壓力容器僅由上封頭、法蘭接管段、堆芯筒體、下封頭４個(gè)大型一體化鍛件組成。

核壓力容器結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)變化

華龍一號

2高安全長壽期運(yùn)行

為提高壓水堆核電站的經(jīng)濟(jì)性，核電站的服役壽命不斷延長，由最初的20年設(shè)計(jì)壽命延長至40年。目前，在役運(yùn)行的壓水堆核電站大多設(shè)計(jì)壽命為40年，三代先進(jìn)壓水堆核電站如AP1000、EPR、華龍一號、國和一號等設(shè)計(jì)壽命為60年。此外，我國目前正在論證具有80年設(shè)計(jì)壽命的三代核電技術(shù)的可行性。

3核壓力容器用鋼的高淬透性、高強(qiáng)韌化

核壓力容器的“大型一體化設(shè)計(jì)”和“高安全長壽期運(yùn)行”要求核壓力容器用鋼具有高的淬透性和強(qiáng)韌性。高淬透性是核壓力容器大型鍛件組織性能均勻性的基本保障，高強(qiáng)度可以降低鍛件壁厚及其制造難度和成本。高安全長壽期要求核壓力容器用鋼具有更高的初始韌性儲備，尤其要求其在長期服役過程中表現(xiàn)出較低的脆化效應(yīng)。

影響未來中國核電發(fā)展的關(guān)鍵技術(shù)

中國是一個(gè)能源消費(fèi)大國，依照目前的能源利用技術(shù)，可再生能源的發(fā)展無法短時(shí)間實(shí)現(xiàn)很大的能源結(jié)構(gòu)改變，而核電作為已經(jīng)成熟的清潔能源，其高效性、經(jīng)濟(jì)性的特點(diǎn)是快速實(shí)現(xiàn)中國能源優(yōu)化、可持續(xù)性發(fā)展的首選。

智慧核電是未來核電的發(fā)展趨勢，其目的是保障核電站安全、經(jīng)濟(jì)、高效的運(yùn)營，將核電建設(shè)和運(yùn)營的全過程數(shù)據(jù)化集中管理，整合各方數(shù)據(jù)資源，實(shí)現(xiàn)實(shí)體核電站與數(shù)字化核電站在狀態(tài)、模型、參數(shù)的動態(tài)同步、虛實(shí)互動和協(xié)同演化，將核電站實(shí)際系統(tǒng)流程、生產(chǎn)運(yùn)營等可視化管理，降低核電系統(tǒng)局部狀態(tài)的不確定性，實(shí)現(xiàn)核電系統(tǒng)的智能輻射防護(hù)監(jiān)控、智能巡檢、智能設(shè)備管理、數(shù)據(jù)存儲等智能管控，打造一個(gè)數(shù)字化管理大平臺，還包括先進(jìn)無損檢測新方法、高精定量在役檢測技術(shù)等關(guān)鍵技術(shù)和應(yīng)用的研究。核電領(lǐng)域的智慧化應(yīng)用，將有助于提高核電系統(tǒng)及設(shè)備的安全性、可靠性，提高核電站管理效率和經(jīng)濟(jì)性，減少人員輻照劑量，為核電站嚴(yán)重事故處理和退役創(chuàng)造更好的技術(shù)條件。同時(shí)，通過物聯(lián)網(wǎng)、互聯(lián)網(wǎng)將核電與中國其他能源進(jìn)行深度融合，進(jìn)一步擴(kuò)展能源開發(fā)應(yīng)用空間，對能源結(jié)構(gòu)調(diào)整、資源利用和經(jīng)濟(jì)增長都有積極的作用。

參考資料：

[1] 中國科學(xué)院上海應(yīng)用物理研究所。《淺談沸水堆與壓水堆》

[2] 劉正東《鋼鐵材料及其制造技術(shù)助力我國核電事業(yè)從跟隨到領(lǐng)先》

[3] 何西扣。劉正東。《中國核壓力容器用鋼及其制造技術(shù)進(jìn)展》

[3] 北極星電力網(wǎng)

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