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AP1000反应堆压力容器大锻件的制造难点与监造风险分析


中国核能可持续发展
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000反应堆压力容器大锻件的 制造难点与监造风险分析
毛昌森 陈中灼 陈富彬
(三门核电有限公司)

摘要:本文通过对

--r3核电一号机组的反应堆压力容器大锻件的制造难点与设备监造风险进行阐述和分析, 提出了一些关于规避潜在设备监造风险的建议,包括建立和健全APl 000复杂采购模式下的设备监造管理体系,做 好设备监造人员的培i.1llSrl授权工作,提高质量监督水平等,希望能够为--I"3核电及后续APl 000机组主设备的设备 监造工作提供-些帮助和指导。 关键词:反应堆压力容器;大锻件:制造难点;设备监造;风险

1引言
由于APl000核电站主设备大锻件的尺寸规格大、形状复杂(一体化设计)、材料性能指标要求高(60年设计寿 命),且制造周期长,所以部分关键大锻件主要依靠进口供货:另外,全球首台APl000机组核岛主设备采购模式复 杂,主设备及其大锻件等关键材料部件多层次分包,以及核岛设备采购承包商的设备监造人员不足、经验欠缺等诸 多不利因素:再加上这些大型关键锻件还经常受到国外大锻件产能和一些外交问题的制约。因此,APl000核岛主设 备大锻件的制造与设备监造一直备受关注。 反应堆压力容器是整个核电站中承受中子辐射剂量最大的承压容器,与一回路的其它主设备一起构成放射性物 质的第二道安全屏障。由于反应堆压力容器是一旦投入运行就不可更换的设备,其寿命实际上决定着整台APl000核 电机组能否达到60年的设计寿命,确保反应堆压力容器的制造质量有着极其重要的意义。所以.本文针对三门核电 l号机组反应堆压力容器大锻件的制造难点与设备监造风险进行阐述和分析。

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APl000反应堆压力容器大锻件的制造难点
APl000反应堆压力容器主要包括:整体顶盖封头、容器法兰接管段筒体、堆芯段简体等13个大锻件啪.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。在-f j核电l号机组制造实 践经验反馈的基础上,经过研究和分析,APl000反应堆压力容器等主设备大锻件至少存在以下制造难点.

2.1钢锭冶炼与锻造能力
核电主设备用的大锻件制造难点,首先在于钢锭冶炼能力及其锻造能力的限制。一方面,APl000反应堆压力容 器的13个大锻件因体积重量较大.均需要使用百吨级以上的大钢锭。其中。整体顶盖封头、堆芯段筒体和容器法兰 接管段筒体锻件需要使用270~500吨的双真空大钢锭。这就要求制造厂具备成熟的三包合浇甚至五包合浇的工艺131: 另一方面.各个大锻件的质量要求很高。因此.世界上能够承担APl000反应堆压力容器制造任务的厂家不多。

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目前,我国能够提供大型铸锻件的企业主要是中国一重、中国二重和上海上重。一重完全具备APl000反应堆压 力容器用的大钢锭冶炼条件.其15000吨自由锻造水压机已于2007年初正式投入使用,双真空钢锭制造能力基本达 到600吨级,但锻造工艺和热处理工艺水平还不够稳定。二重和上重分别拥有16000吨级自由锻造水压机和油压机, 双真空钢锭制造能力接近600吨级,但其锻造工艺和热处理工艺水平还有待于进一步验证。

2.2对材料化学成分的要求
关于APl000压力容器用低合金钢大锻件材料的化学成分要求,ASME标准虽然没有对钢中的气体含量做出规 定,但明确要求: “在浇注钢锭前和浇注中,为了除掉有害气体(尤其是氢),对熔融钢水应进行真空处理。”气体

含量是材料质量的关键指标,根据以往核电设备的制造经验.钢包样(Heat Analysis)的氢含量应该不大zJ:2ppm,这 样才能保证后道工序的正常操作。韩国斗山工厂就在材料采购规范书中增加了对钢中气体含量分析的要求。也就是 说.在制造过程中必须采用双真空工艺。 然而在实际生产大锻件时,由于钢锭重量大,一般采用三包合浇甚至五包合浇的工艺.所以能否同时进行多包 钢水真空处理并在浇注中再次进行真空浇注是绝大部分制造厂都不得不面对的难题。很多制造厂只有单真空处理的 能力或者只能针对单包钢水进行双真空处理。根据已有的部分APl000反应堆压力容器大锻件熔炼分析报告的结果. 发现即使使用了双真空处理工艺.也不能保证一定能达到氢含量小于2ppm的要求。在这种情况下,制造厂就应该采 取消氢的补救措施,比如:在锻后热处理过程中延长扩氢时间.以降低成品中的氢含量(ProductAnalysis)。

2.3承受强辐照区域材料的机械性能指标
APl000反应堆压力容器的设计寿命要求达N60年,这就对承受强辐照区域材料的机械性能指标提出了很高的 要求13¨4J【51。根据3版设计规格书,容器法兰接管段筒体、堆芯段简体和过渡段简体锻件以及三者之间的两条环焊 缝都属于承受强辐照区域的材料:强辐照区锻件要求RT。。芦.23.30C:而强辐照区焊缝金属要求RT。DT<.28.9。C:在

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1’彤一33℃温度下的KV_7dff击吸收能量YK/J\-T-68J.侧向膨胀量至少为0.89mm:Cv-T出]线的上平台功要求z102J:其它 非强辐照区域的部件材料要求RTnoT<一12.2℃:制造厂必须严格控制每一个细微的制造工艺、检验与试验环节,才能 分别达到RTN。≤.23.3℃和RTNDr<-28.9。C的技术指标。

2A以整体顶盖封头为代表的一体化大锻件的制造
在APl000主设备标准设计中.采用了许多一体化大锻件,包括反应堆压力容器整体顶盖封头、容器法兰接管段 简体,蒸汽发生器锥形简体和一体化水室封头锻件,稳压器上封头和下封头锻件等。其中.整体顶盖封头锻件比其 它核电的分体式顶盖封头减少了一条环焊缝。也减少将来的在役检查工作量。但整体顶盖封头的一体化设计给制造 厂带来了许多制造难度: 第一,由于整体顶盖封头在毛坯状态时,其顶盖法兰部分的壁厚至少达到730mm,此时的锻造冲型就不再是普 通的板坯。拉深”工艺,所以整体顶盖封头的冲型工艺对制造厂是一个很大的挑战。 第二,根据中国一重在2007年年底试制的整体顶盖封头试制件的性能试验结果.发现该封头顶盖部分的机械 性能达不到设计规格书的材料性能要求。经分析,一方面,该封头的顶盖部分的“锻造比”小于分体式的上封头锻 件:另一方面,整体顶盖封头的内径大.球冠比较深,淬火条件不好。 第三.整体顶盖封头在淬火过程中的防变形问题是一个极大的难题.需要经过反复的模拟计算,甚至需要做小 型模拟件淬火试验来确认淬火工艺。 第四。由于很难针对整体顶盖的球冠部位完成取样(指正式产品,模拟件除外),所以也不可能做相应的性能试 验【6l。因此不能保证整体顶盖的球冠部位性能一定合格。 中国一重作为该APl000大锻件的分包商,经历了多次产品科研件的试制后,目前已经制造成功一个APl000整 体顶盖封头锻件。但一重的工艺制造水平仍然很不稳定。制造能力尚待进一步提高。 128

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3设备监造风险分析
一方面.APl000核岛主设备大锻件存在如上所述的制造难点,这对设备监造人员的质量监督水平提出了更高要 求:另一方面,复杂的采购管理模式使得APl000主设备监造工作也变得相对复杂。根据-I-]核电1号机组反应堆压 力容器大锻件监造实践的经验反馈,设备监造风险总结和分析如下。

3.1设计变更带来的问题
2008年4月,西屋对APl000反应堆压力容器的2个出口接管进行设计变更n】。这是由于考虑到无损检测的可达性 问题,西屋要求将出口接管的外径尺寸从1450.1mm扩大为1665mm。但此时2个出口接管锻件实际制造进度为:已经 完成了粗加工,没有余量去包容215mrn的尺寸变更,所以不得不把2个出口接管报废并重新投料生产,由此对设备 制造进度也带来了负面影响。 2008年6月,西屋对“ICI
and

IHP”进行设计变更哺J。最初是考虑采用8个Quickloc仪表管贯穿件布置在压力容

器顶盖封头的外围。并将42个堆芯仪表导管集中在8个Quickloc贯穿件里面穿过顶盖封头。考虑到应力集中问题.不 得不对反应堆压力容器整体顶盖封头尺寸进行设计变更(即封头球冠部分的厚度从158.8mm增加到173.2mm)。然而, 当承制该锻件的中国一重根据西屋的设计变更完成了图纸升版后,西屋又取消了原先采用的Quickloc仪表管贯穿件 的设计,最终修改后的方案为:在压力容器整体顶盖封头上直接堆焊出8个管嘴.然后把Quickloc仪表管嘴(又称为 仪表快速接头管嘴)与堆焊出来的8个管嘴直接焊接。由于取消了贯穿件的设计.所以西屋又取消了整体顶盖封头尺 寸的设计变更.封头球冠部分的厚度也修改成原先的158.8mm。这些设计变更暴露出西屋在设计审查、文件传递和 跟踪等过程中存在一些问题,给设备制造质量带来较大的风险。 类似的设计变更情况在其它设备上也是存在的,比如:APl000核电机组首次在核电建设中引入了模块化施工的 理念,然而,各个设备模块与结构模块之间接口复杂,西屋又未完成施工设计的验证.所以模块的设计变更是必然 的,由此导致了APl000设备模块与结构模块也存在非常大的质量和进度风险。

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3.2由ASME标准所导致的机械性能试验的完整性问题
由于ASME SA.508标准只要求完成试样在模拟焊后热处理状态下(以下简称PWHT)的机械性能试验,所以 APl000反应堆压力容器大锻件材料采购规格书只规定了PWHT的机械性能试验,这就存在设备质量风险,分析如 下: 第一.试样模拟焊后热处理规程为:在595℃.621℃保温40个小时: 第二,经计算,在无返修的正常情况下,该设备所有大锻件所经历的实际焊后热处理时间都小于28/Jx时,其中 容器法兰接管段简体锻件所经历的焊后热处理时间最长。约为28个小时: 第三。可根据金属材料学理论推断出:PWHT的机械性能试验结果合格不能保证实际产品的?性能也是合格的。 由此可见,ASME SA.508标准是最低技术要求。建议APl000设计方参考RCC—M标准,增加试样在锻件交货状

态(即调质热处理)下的机械性能试验,以保证在最短焊后热处理时间下的锻件性能也是合格的。

3.3核岛设备采购总承包商设备监造力量不足
APl000国产化依托项目的国内承包商成立时间不长,在设备监造方面的管理思路和组织机构尚待进一步成熟 和健全。由于国内核电项目竞相开工.核电设备监造方面的人才极其紧缺,由此,APl000承包商的设备监造人员数 量、人员资质和经验都需要进一步提高。 从2008年年初至今。在核电业主的帮助下。APl000承包商的设备监造能力正在逐步提高。核电业主一方面派 出自己的设备监造人员,一方面帮助APl000承包商开展设备监造人员的培训授权工作,帮助其建立设备监造管理体 系,编制合理的设备监造计划,积极推动APl000承包商成立国外设备监造点。目前,国内外共设立了约10个设备监

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造点,完成了大约50名设备监造人员的培训授权工作,为APl000核岛主设备的长期驻厂监造工作奠定了基础。

3.4关键材料和部件多层次分包的问题
全球首台APl000机组核岛主设备采购模式非常复杂.核岛主设备的关键材料和部件经过多层次分包。比如:反 应堆压力容器由美国西屋负责向中国联合采购方供货,由韩国斗山重工承制,而韩国斗山重工则又把部分大锻件分 包给中国一重制造.因此,下一级分包商的部件质量计划的提交和选点存在困难:同时,考虑到锻件制造技术的保 密和避免制造车间出现多方监造人员同时见证的情况,韩国斗山和中国一重的锻造车间都不允许外方设备监造人员 出入,由此导致各方设备监造权利难以落实:另外,中国联合采购方的各成员在设备监造的实际执行过程中还涉及 到一些监造接口、分工与责任问题。

4结论
如上所述.要规避潜在的设备监造风险,至少需要做好以下几点: 第一,派驻制造厂的设备监造人员应该具有合格资质,具有很强的责任心和较高的质量监督技术水平。监造人 员应该严把性能指标关,协助制造厂严格控制每一个细微的制造工艺、检验与试验环节,落实设计技术文件(包括设 计变更)的要求.也可以根据实际制造情况.向设计方提出设计变更申请:在设备监造过程中针对发现的质量问题要 及时发出质量观察意见单,以提醒制造厂关注。 第二。对于组织机构成立时间较短的承包商,核电业主应该与其分享设备监造经验,要协助经验不足的承包商 建立和健全APl000复杂采购模式下的设备监造管理体系:随着小业主和专业化运作的发展趋势,核电业主更应该从 质保角度出发。监督承包商完善和有效运作其设备监造管理体系,充分发挥核电业主的监管作用。 第三,支持制造厂加大科研攻关力度,继续改进多包合浇的双真空钢锭的生产工艺,提高400吨级以上双真空

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钢锭的锻件合格率:对于在制造过程中遇到的难题,核电业主和承包商应协助制造厂解决,甚至可以协助邀请各方 面专家帮助解决诸如整体顶盖封头锻造冲型和防止淬火变形等技术难题。 第四,督促设计方加强对设计文件的审查力度,争取在设备开始制造之前完成设计文件的最终审查,尽量减少 因为设计变更而导致的设备报废或返工问题。 总之,面对上述APl000设备监造所存在的风险,核电业主应该经常组织与承包商及制造厂交流国内外其它核电 项目的制造经验和质量控制经验,关注APl000复杂采购模式下的设备监造管理体系的全面性和有效性.做好设备监 造人员的培训和授权工作.提高质量监督水平,降低设备监造风险,为APl000核电主设备的国产化作出贡献。

参考文献
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Electric Company.CE—Style In—Core Lnstrumentation Grid and

IHP.APP.GW-GEE-41 1.2008.

作者简介
毛昌森(1981年1月出生),男,浙江省衢州市,工程师.硕士研究生,金属材料专业

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