核电领域

核岛是核电站安全壳内的核反应堆与反应堆相关的各个系统的总称，包括核蒸汽供应系统、安全壳喷淋系统、辅助系统等。核岛系统中需要大量的高性能不锈钢管。

蒸汽发生器U形传热管

蒸汽发生器传热管是核电站一回路压力边界的重要组成部分，也是防止放射性裂变产物外泄的主要屏障，蒸汽发生器传热管在服役过程中，要承受高温高压和介质腐蚀磨损等，其质量是保证蒸汽发生器安全、可靠运行的关键。据统计，约30％的压水堆非计划停堆，都是由于蒸汽发生器传热管的腐蚀破损所致。

目前，蒸汽发生器传热管选材主要有800合金与690合金。蒸汽发生器传热管由于对表面质量、尺寸控制、热处理制度、组织控制等要求高，存在较高的技术壁垒，国内外的生产厂家很少，国外目前主要是法国瓦卢瑞克、日本住友金属和瑞典山特维克三家公司，国内主要是浙江久立和宝银两家公司。

第三代核电技术的蒸汽发生器传热管主要选材是690合金，一台百万千瓦的机组需要传热管大约1万多支，总重约200多吨，规格主要有Ф19.05mm×1.09mm等。蒸汽发生器传热管的主要生产工艺流程包括钢坯冶炼锻造、热挤压成形、冷加工成形、固溶热处理和TT热处理、无损探伤和弯管成形等。

目前，久立已经完成了华龙一号、CAP1400以及出口海外项目所需的690合金蒸汽发生器传热管的制造和安装，并得到客户的好评。

核岛用其他不锈钢管

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裂变产物外泄至安全壳的重要屏障。主管道通常要求耐高温、耐高压和耐腐蚀。早期主管道普遍采用18-8型奥氏体不锈钢，但是存在强度不足和晶间腐蚀等问题。随后发展的铸造双相不锈钢主管道由于存在老化现象等不足，目前第三代核电AP1000等一回路主管道采用整体锻造成形的316LN奥氏体不锈钢，具有强度高、塑韧性好等特点，目前国内厂家基本掌握了大型钢锭冶炼、大型不锈钢材料整体锻造、管段整体加工成形等关键技术并实现了国产化。

非能动安全原理是第三代核电技术的一个显着特点，非能动余热排出热交换器是堆芯冷却系统的核心设备，对反应堆的安全运行起着重要作用。其中，非能动余热排出热交换器上下封头之间通过C形热交换器管进行联接，换热管的材质主要有TP304L和690合金等，规格主要有Ф19.05mm×1.24mm、Ф19.05mm×1.65mm等，每台百万千瓦机组需要C形传热管材约1t。

反应堆压力容器是主回路冷却剂压力边界屏障中的一个重要设备，为核安全一级设备，在核电厂服役期内不可更换，其寿命决定了整个核电厂的服役年限。由于容器包容高温、高压且具有放射性的工作介质，要求在各种工况下，结构均能保持完整，不发生断裂、泄漏等现象，因此，反应堆压力容器的密封设计和选材，对于设备的安全运行至关重要。

目前，反应堆压力容器密封设计上，筒体与顶盖之间用双通道金属O形环密封，即在上法兰密封面开双道环槽，形成内、中、外三岛，布置内、外两道金属O形环，形成双通道金属O形环密封。第三代核电技术中，O形密封环主要采用718合金无缝管，规格主要有Ф30mm×1.2mm、Ф12.7mm×1.27mm等。

O形密封环用718合金无缝管，由于对表面质量、尺寸控制、热处理制度、回弹性能等要求高，存在较高的技术壁垒，主要由美国公司垄断，存在产品供货周期长，价格昂贵等特点。久立自2014年以来，成功开发了密封环用718合金无缝管，具有表面质量好、尺寸精度高、回弹性能优异等特点。此外，在弯制O形环后焊接时，只存在一个焊接点，从而降低了热处理、检测等难度，目前，该产品已经成功用于国内核电站。

常规岛用不锈钢管

核电厂大多沿海而建，回路使用大量的海水作为冷却介质。由于钛固有的性能，钛焊管凭借优异的耐腐蚀、抗冲刷、热导性、机械性能好等特点，特别适合用作海水或污染严重的淡水作为冷却介质的凝汽器用管。在百万千瓦级的核电机组凝汽器中，每台机组用到的钛管约为200t，但由于钛管加工制造难度大，主要是焊接成型、热处理工艺困难。国外厂家主要有美国和日本等制造企业生产，国内目前核电站凝汽器用钛管大多依赖进口，国内钛焊管市场缺口很大。

因此，研究高质量的薄壁钛焊管生产工艺，满足不断增长的国内建设需求，是当前焊管生产行业形势所需。目前的冷凝器用管规格主要有Ф22mm×0.5mm，钛材主要是TA2（Gr.2）。

高压给水加热器是回热系统中重要的给水加热设备，对机组二回路运行的经济性起到重要作用，换热器通常采用U形换热管。TP439铁素体不锈钢具有高强度、抗冲刷和磨损性能好，且价格较低，抗氯离子腐蚀性能好，常作为U形换热器管的主要选材，并在国外核电机组中得到普遍使用。目前，一台百万千瓦核电机组的TP439焊接U形管用量约150t，所需产品主要规格有Ф16mm×1.5mm。

先进堆型用不锈钢管

在大力建设第三代商用核电站的同时，国内外许多研究机构都在大力研究和建设第四代、第五代核电技术的试验堆和示范堆，主要有钍基熔盐堆、钠冷快堆、铅铋快堆、高温气冷堆、核聚变堆等堆型。在试验堆和示范堆的建设过程中，也需要用到各种高性能不锈钢管材，材质涉及到不锈钢、镍基合金等。

钍基熔盐堆是六种第四代核电备选堆型之一，具有常压、无水冷却，不需要制作燃料元件，可实现在线加燃料和在线后处理等特点。但同时具有服役温度高、熔盐腐蚀性强等问题。对主管道、换热管道材料提出了很高要求。目前，主要选材是镍-铬-钼合金，如GH3535合金，GH3535合金换热管的制造具有冶炼困难、易偏析、热加工困难等问题，国内外生产制造厂家也很少。

钠冷快堆也是六种第四代核电备选堆型之一，是我国核能三步发展规划的第二步，也是我国核能闭式循环的重要一环。钠冷快堆与压水堆相比，具有温度更高（500℃以上）、辐照剂量更高等特点。因此，对堆芯组件结构材料，如不锈钢包壳管提出了更高的要求。此外，钠冷快堆蒸汽发生器、热交换器等管路也需要大量的高性能的奥氏体不锈钢管，如316Ti、316H等。钠冷快堆中涉及到的高性能不锈钢管规格主要有Ф6.0mm×0.4mm、Ф22 mm×1.4mm等。

结论与展望

浙江久立特材科技股份有限公司长期以来致力于核电用高性能不锈钢管的研发和生产，其相关产品在国产和国外核电机组上已经得到广泛应用，如690合金、800合金蒸汽发生器U形传热管、O形密封环用718合金管、TP439高加换热器管、凝汽器钛焊管、堆内构件用管、核级仪表管等，得到广大用户的认可。

核能是未来能源发展的一个重要方向，随着第三代和第四代先进核电技术的研究和发展，核岛与常规岛中需要大量的高性能不锈钢管，特别是随着“一带一路”倡议，中国核电将走向世界，需要国产化的钢铁产品和技术。因此，钢铁企业必须加强先进材料、先进制造工艺的研发和应用，开发出一系列先进核电技术所需的高性能不锈钢管材。