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摘要：作为一个相对清洁的能源，核电正迎来全球建设了前所未有的高潮，尤其是在中国。为了进一步提高单机效率和安全性，大型设备和综合性的设计是核压力容器（反应堆压力容器，RPV）的技术发展趋势。设备和一体化设计的扩大会导致增加在压力容器和锻件的壁厚的总重量，从而给压力容器钢及其制造技术严峻的挑战。
关键词：核电站反应堆压力容器钢的热处理性能
一、核反应堆压力容器用钢发展
钢核反应堆压力容器的选择需要考虑强度匹配，可加工性，焊接性能，中子辐射性等石化压力容器技术在基础上被确定为第一代核压力容器的钢板时间和基于使用低合金钢的经验。
在60年代初，英国气冷反应堆容器使用含有0.160.20阿尔邦和1.01.3anganese C-Mn钢。在美国早期的压力容器作了具有良好的焊接性能锅炉钢板。在1955年，被选为ASMESA212Gr.B片。此钢具有良好的焊接性，但在常温和高温强度低。人们很快就发现，它的厚部分具有低冲击韧性。为了提高强度和韧性，并降低了壁厚，美国采用的更高强度的Mn-0.5Mo钢钢SA302Gr.B。当反应器的容量增加时，压力容器壁的厚度增大，并且轻水反应堆中子剂量增加辐射脆化，并用的100mm以上出现不充分的壁厚SA302Gr.B钢板的低温韧性。为了提高在该厚部淬火，在1964年，通过添加Ni来SA302Gr.B，改进的SA302Gr.B（0.401.00我）的开发，这是以后SA302Gr.C和SA302Gr.D。然而，正火或正火 - 回火之后，SA302Gr.C和d厚板都在热处理后，焊后韧性降低，并且对中子辐射脆化很敏感。自1965年以来，该钢板用于核压力容器采用了淬火和回火的热处理工艺，并已开发具有高强度和韧性，SA533一个钢种。 SA533根据其成分分为四种类型A，B，C和d，并且它根据其强度进一步分为三个层次I，II和III的。其中，SA533Gr.Bell是钢类型广泛用于轻水反应堆压力容器[I]。 SA533Gr.Bell大致相当于德国的TUV20MnMoNi55，日本JISSQV2A，和法国RCC-M的16MND5。为了进一步提高强度和韧性，SA542和SA543通过加入大量的镍，铬和V至SA533Gr.Bell显影。
核压力容器锻件的发展过程类似于板。最初，C-Mn钢锻件SA105和SA182中使用，然后的Mn-Ni钢锻件SA350-82和的Mn-Mo-Ni系由钢锻造SA336所取代。 1965年后，SA508系列的Mn-Mo-Ni系锻件又出现了。典型的反应堆压力容器锻件钢主要包括SA508Gr3在美国，20MnMoNi55在德国，16MND5在法国，15X2HM <1> ACL1在俄罗斯和SFVV3在日本。在这些钢种，在SA508Gr3美国被认为是用于压水反应堆的压力容器锻件的制造中最适合的材料。
在中期至60年代末，强劲的需求和冶金技术的进步开车在反应堆压力容器钢研究显著的发展，特别是在纯度，均匀性，韧性，辐照后的性能，并伪造材料的厚部分的力学性能全部都取得了显著结果。在此基础上，美国已开发出更强的淬透性和较好的低温韧性的钢种SA508Gr4N。与SA508Gr3相比，SA508Gr4N钢已显著降低Mn含量和增加的Cr和Ni。锰压痕的减小可以由钢减少偏析和减少回火脆化的敏感性。 Cr和Ni含量的增加减少的奥氏体转变速度向铁素体和碳化物，并使得C曲线右移明显，这也减少淬火的临界冷却速度，导致的钢空效果淬火性的增加。
二、用于核反应堆压力容器的钢组合物和性能要求
与508-2相比，A508Gr3钢减少碳化物形成元素如C，Cr，Mo和等等，以减少再热裂纹敏感性的含量，并降低再热时的底物与不锈钢衬里焊接开裂的倾向。在S271钢主要合金元素在中国，20MnMoNi55钢在德国，16MND5钢在法国，SFVV3钢在日本和SA508Gr3钢在美国的内容基本相同。不同种植数千，中国中钢S271铌添加的少量（0.020.06作为晶粒细化元素，而在美国SA508Gr3钢采用V（O.05少量作为晶粒细化元素，法国16MND5钢和德国20MnMoNi55钢形成AlN添加Al适量起到细化晶粒的作用。尽管最初SFVV3钢不添加这些晶粒细化的元素，P，S，铜等有害元素的控制是非常低的，而在钢中的偏析是由优异炼钢水平降低，至辐射脆化的灵敏度降低，并且钢的综合机械性能得到改善。在中国开发的早期645-3钢太高在Ni含量，锻造性能差，和高灵敏度的辐射，并且不再使用。
为了增加反应器压力容器的操作的安全性和可靠性，它可以从国外的标准可以看出，RPV钢的机械性能要求有一定的室温和高温强度和可塑性，主要是在冲击韧性和砸如美国ASME抽样地点锤试验，并且每个国家的严格的规章制度按照规定，所述样品被采取在升/ 4TxT在锻造的两端（T为热处理锻件的最大厚度）;法国RCC-M规定，样品被采取在升/ 4TxT在喷嘴端;德国KWU法规在80mmx80mm采样。夏比V型缺口冲击需要在纵向，切向和径向甚至方向。一系列的温度冲击试验也需要确定的钢的上部和下部平台的能量，并确定冲击断裂的百分比和横向膨胀的量。落锤试验（测量TNDT）是必需的。找到参考非韧转变温度（RTNDT）。表2 3-5，8,9]列出的几种典型的反应堆压力容器钢的机械性能。由此可以看出，中国的钢铁S271的性能要求，德国的20MnMoNi55钢，法国的16MND5钢，日本SFVV3钢和美国的SA508Gr3钢基本上是相同的。美国SA508Gr4N钢优于SA508Gr3钢以及其它类似的钢种的强度和低温韧性的方面。
三、核反应堆压力容器钢冶金过程
冶炼钢锭具有高纯度和优异的内在质量的关键确保核反应堆压力容器锻件的质量中的一个。为了确保所述钢锭的质量，它是需要使用钢水从转炉或从所选择的废钢，这是由碱性电弧炉和钢包精炼进行的钢水。为了之前或铸造过程中去除有害气体，特别是氢，，钢水应当真空处理，或者铸锭应当用惰性气体加以保护。在一些情况下，具有受控化学组成几个钢水通过中间包几次倾倒避免钢锭的偏析。
双真空熔炼和铸造方法，即“钢包精炼+真空铸造”，可有效地控制杂质组分如S和P和提高钢锭的质量。目前，主要的大型锻件制造商在世界上所有采用双真空冶炼和铸造锭。电渣重熔（ESR），还用于冶炼钢锭大型核电锻件的重要方法，并生产大型核电锻件具有很大的优势。为了得到高纯度的钢材，除了炼钢特别措施，铸锭技术也不能忽视。大钢锭的偏析，对锻件的冲击韧性有很大的影响。为了尽量减少偏析，多炉组合铸造工艺MP方法可以被使用，或者在中空钢锭和氪气保护底部注射法，或定向凝固新锭型。
核反应堆压力容器钢的热处理工艺为了改善该组合物的均匀性，减少偏析，调整和精制（锻造之后）的结构，并进一步降低钢中的氢含量，以防止残留氢气从偏析区诱导裂缝，该钢对反应堆压力容器应该是性能热处理热处理前的准备。用于反应器压力容器的钢一般采用
正火+回火初步热处理工艺。由中国的645-3钢通过的初步热处理工序为三个温起伏正常化（890±10墩）+长期高温回火（640±10墩）。美国SA508Gr3钢和德国，法国，日本的相同等级的钢种的制备热处理过程也采用多种正火（870-960'C）+长时间高温回火的制备热处理工序（640-700'C ）。
钢的反应堆压力容器的热处理一般采用淬火+高温回火处理。在热处理过程中，奥氏体化温度，回火温度和奥氏体化对应后的保持时间，尤其是冷却速率，将具有的结构和钢的性能有很大的影响。对于千SA508Gr3钢中，为了获得最佳的强度和低温韧性，快速冷却必须在火灾期间进行，并且在锻造的整个横截面，以有利于后回火贝恩的均匀分布得到贝氏体组织回火。对于身体组织，淬火回火工艺通常为870-960“C加仑水+ 640-670” C高温回火。为了提高火焰的冷却速度，火焰在锻件的壁厚应当减小尽可能。淬火和回火处理之前，在压力容器锻件应该进行粗化处理和超声测试[10]。为了消除由-焊后冷却的残余应力，提高焊接金属的性能，消除了热影响区的硬化，更重要的是，防止在焊道下焊接裂纹和氢脆开裂，焊后需要消除应力处理，以确保在压力容器的使用性能。对于不同类型的反应堆压力容器的钢，并用不同的横截面厚度的锻件，在ASME和法国RCC-M对加热和冷却速率，保温温度和时间应力释放期间焊后严格的规定。例如，当焊接后美国SA508Gr3钢用于应力消除，ASME规定，它应高于800“F（427” C），和加热速率和冷却速率不应超过400“F /小时（204” C / h）条由最高热处理材料厚度（英寸）分割，但不超过400“F / h时，也没有低于1000” F /小时（38“C / H），在加热和冷却，在任何15-英尺长的焊接时间间隔内，温度变化不应该大于250“F（121” C）[伊利诺伊当法国16MND5钢焊接后解除应力的，在RCC-M所指定的保持时间必须至少在制造过程中实际进行各热处理的保持时间的总和
结语：SA508Gr3钢目前是核压力容器的制造的普遍选择。通过JSW代表外国核压力容器制造商已经掌握SA508Gr3钢大型锻件的制造技术。中国已基本掌握SA508Gr3钢大型锻件的制造技术。与先进水平相比，仍然有很大的差距，这就需要继续努力。
参考文献:
[1]杨文斗．反应堆材料学．北京：原 子能出版社 ，2000
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[3]陈书贵核电站反应堆压力容器用钢和制造工艺．大型铸锻件，1994(2) :28