购物车0

当前位置: 不锈钢频道>>不锈知识

[打印]  转发至:

中国不锈钢产品为核电产品的国产化发挥了重要作用(一)

2022-05-10 17:35:17

第一节:核电

      自从1951年12月美国首次利用核能发电以来, 世界核电技术至今已有近 0 年的历史。与火电相比, 核电不排放二氧化硫、烟尘、氮氧化物和二氧化碳, 是电力工业减排污染物的有效途径, 也是减缓地球温室效应的重要措施。不锈钢是用于核电设备制造的关键材料之一( 见表1),要求材料能够承受一定温度、较高压力、腐蚀介质和强中子辐照, 这些都对不锈钢产品性能提出了特殊的技术要求。长期以来, 我国核电用不锈钢一直依靠进口。

      为适应我国核电事业的发展, 我国不锈钢企业自主创新, 突破一系列技术难关, 成功研发和生产出耐高温、耐高压、耐腐蚀的核电专用不锈钢材料, 打破了核电领域关键材料长期依赖进口的局面, 为加速推进我国核电材料的国产化进程发挥了重要作用。

表 1采用不锈钢制造的部分核电设备

图片

图片

一、 蒸汽发生器用材 

( 一) 蒸汽发生器用800合金U形传热管

      蒸汽发生器用 800合金U形传热管主要用于压水堆核电站,是核电站最重要的三道安全屏障之一,过去我国一直依赖进口。我国久立集团等企业研发的核电蒸汽发生器800合金U形传热管(见图1),  产品性能达到国际先进水平,  部分性能指标优于国外同类产品。目前,该产品已成功用于援外核电机组项目,效益显著。该产品的成功研制,填补了国内空白,其专利成果获第十八届中国专利优秀奖。同时,对保障我国核设施长期有效运行及国家能源安全有着重要意义,  推动了我国拥有完全自主知识产权核电技术的对外输出,对支持 “一带一路” 项目实施发挥了积极作用。

图片

图 1 核电蒸汽发生器用 800 合金U形传热管

 (二) 蒸汽发生器用 690 合金U形传热管

      核电蒸汽发生器用690合金U形管是百万千瓦级核电机组中需使用的关键特殊材料。2009 年之前国内核电站蒸汽发生器用690合金U形管因其极高的技术需求 100%依赖进口。世界上只有极少数发达国家的极少数企业( 仅法国、日本、瑞典的三家公司) 能够生产此类产品。我国把 “ 核电蒸汽发生器用 U 形管材料及应用性能研究” 列为 “863 计划” 和 “973计划” 项目和国家16个重大科技专项之一, 组织宝钢集团、上海核工程研究设计院、中国核动力研究设计院、钢铁研究总院、中国科学院金属研究所、上海交通大学、宝银特种钢管有限公司、银环精密钢管有限公司等企业和高校及种研院所进行联合攻关。

      2005年, 宝银特种钢管有限公司开始研发生产核电热交换器传热管2009年取得民用核安全设备核1、2、3级制造许可证。产品涉及核电各个领域, 广泛应用在国内已经投产和在建核电项目中。2009年12月该公司690镍基合金管项目正式投产。2012年9月25日, 其国产核电690合金U形管在中国防城港核电1号机组1号蒸汽发生器上成功实现穿管, 标志着我国核电用 690合金U形管从此走向国产化进程, 宝银成为世界上第四家能够生产该核电用管的企业, 从而打破了国外公司在该领域长期垄断的局面, 满足我国在核电重大装备关键材料领域实现国产化的迫切需要, 对保障我国核设施长期有效运行及国家核安全具有重大意义, 并大大提升了我国民族工业的国际竞争力。

      久立集团也于2011年成功研制出满足第三代核电技术标准的蒸汽发生器用690 合金U形传热管, 替代进口并实现产业化。目前该产品已成功用于 CAP1400 示范工程项目、首堆 K2 项目、漳州机组及巴西核电项目等, 对保障国家能源安全发挥了重大作用。2019 年, 该产品成果获中国核能行业协会科学技术奖一等奖。图2所示为国产第三代核电站蒸汽发生器用690镍基合金U 形传热管。

图片

图2:国产第三代核电站蒸汽发生器用690镍基合金U形传热管
二、 堆内构件用材

      从 2006年起, 以太钢为代表的不锈钢企业开始自主研发核电用不锈钢材料。2007年初, 太钢首次为岭澳核电站二期项目提供了满足法国RCC-M规范的核 2、3级不锈钢材料, 填补了国内空白, 结束了国内核电站用不锈钢由国外垄断的历史。2008年底, 承接了阳江核电站机组堆内构件用核级控氮不锈钢材料生产任务, 解决了一系列技术难题, 产品质量达到国外进口同类产品水平。2009 年以来, 堆内构件用不锈钢材料生产工艺日益成熟, 陆续实现了核岛燃料厂房用宽幅不锈钢材料、 最大单重20吨的蓄势器筒体板用核级不锈钢材料的国产化, 打破了该类产品长期依靠进口且进口难的局面。目前, 已为岭澳二期核电站项目以来所有国内在建核电项目提供了核1、2、3 级不锈钢材料, 满足了国内核电发展需求。

      日本福岛事故以后, 我国开始发展安全性更高的第三代核电技术。2011 年 8月, 太钢研发出全球第一支使用挤压机生产的 W型钢, 主要用于第三代先进压水堆( AP1000) 核电站裂变反应堆的余热排出系统。此后, 又成功开发并批量生产国内首套CAP1000 机组堆内构件用不锈钢板、安注箱用不锈钢复合板, 且全部机组堆内构件用不锈钢材料由太钢制造。目前, 太钢已经成为国内唯一一家具有CAP1000第三代核电机组堆内构件用特种不锈钢材料供货资质和批量生产能力的企业,  并成功开发我国自行设计的第三代核电示范堆 CAP1400 项目水池覆面板模块用双相不锈钢板材, 该产品已成功应用于山东荣成石岛湾CAP1400示范堆核电站项目建设, 加快了中国第三代核电站用钢关键材料的国产化进程。之后, 国产不锈钢材料陆续用于我国首台“ 华龙一号” 示范电站 “ 防城港 3 号、4 号” 核电机组核岛堆内构件建设。中兴能源装备有限公司作为国内核电大口径无缝不锈钢管供应商, 2019 年顺利通过工业和信息化部复核的 “ 核工业无缝钢管” 制造业单项冠军名单, 成为第一批单项冠军培育企业。其产品广泛应用于包括快中子反应堆在内的国内核工业领域。从 “ 华龙一号” 项目启动建设开始, 中兴装备就着力研发适应项目的新技术和新产品。联合南京航空航天大学、 北京科技大学、 上海大学等高校, 经过近五年的研发、试验, 终于成功研制出第三代核电“ 华龙一号” 机组核岛设备用管。一共提供了16个规格的核 1、2、3 级不锈钢无缝管道, 总计1600米; 18个规格的核2、3 级碳钢无缝管道, 总计1300米。此外, 还间接提供了新峰管业有限公司需要的母材, 华都公司控制棒驱动机构需要的材料等, 都是用于 “ 华龙一号”。

      快堆,  即“快中子反应堆”,  是世界上第四代先进核能系统的首选堆型,  代表了第四代核能系统的发展方向, 其可使铀资源利用率提高至60%以上, 也可使核废料产生量得到最大程度的降低, 实现放射性废物最小化。福建宁德霞浦 600兆瓦快堆核电项目, 作为我国首个快堆核电示范工程项目, 是国家重大核能科技专项, 是我国核能战略 “ 三步走” 的关键环节, 也是新时代中国核工业发展的重点标志性工程, 对于实现核燃料闭式循环、促进我国核能可持续发展具有重要意义, 也将开启我国核能发展的新篇章。

      600 兆瓦示范快堆是由我国自主设计、自主建设、自主运营的第一座第四代核电项目, 由于快堆堆容器、堆内构件等主设备工作在高剂量中子辐照和250~650℃的温度环境下, 材料要具有很好的持久、抗蠕变、抗疲劳等高温长时性能, 以应对高温和温度大范围波动工况下的设计和使用要求。经过联合攻关, 在美标SA-240牌号316H的基础上, 充分优化了化学成分、力学性能、晶粒度、耐蚀性等技术指标, 开发出满足快堆更高标准要求的316H不锈钢系列材料,用于示范快堆主要设备的制造。示范快堆316H不锈钢材料在金属纯净度、钢板力学性能、耐腐蚀性能等方面要求极高, 对于传统不锈钢板制造技术提出了新的挑战。

      太钢早在 2010年就加入中国快堆产业技术联盟, 针对该项目主要关键装备用的特殊性能不锈钢材料进行了先期介入和研发准备。2018年12月,我国首个第四代核电机组———福建霞浦600兆瓦快中子反应堆用316H不锈钢板研发成功,  打破了该材料“卡脖子” 的难题, 满足了项目设备制造单位的急需。2019年 3月, 316H高纯净不锈钢材料用于制作我国首个第四代核电机组———福建霞浦600兆瓦快中子反应堆核心部件支撑环,  作为整个堆容器的“脊梁”,  该巨型环形锻件直径15.6米,  重达150吨,  要求结构上能承受 7000吨重量,  耐受650℃高温,  并且连续运行四十年(见图3),  它是世界上直径最大、最重、无焊接整体不锈钢环形锻件。2019年 4月,由太钢承担的示范快堆堆容器支撑裙、 锥顶盖和堆内构件用50~91毫米的316H不锈钢厚钢板实现了批量工业化生产。

图片

      宝银特种钢管有限公司于2010年加入快堆产业技术联盟, 为快堆建设先后突破了多项技术难题, 作出了突出贡献。

摘自《中国不锈钢》

未完待续。


(采编: 钢之家资讯部 请勿转载 垂询电话:0555-2238872 18555016836)

 

[打印]  转发至:
【免责声明】
本信息中的陈述、数据和观点,并不构成对任何人的市场操作建议或者投资依据,仅作参考。未经书面允许不得转载,引用请注明出处。

相关资讯更多 >>

钢厂信息