钢管厂的特点和质量要求

钢管厂的特点和质量要求
 1．1核电站的构成和作用
核能发电是通过核反应堆产生的热能来实现发电的，而核反应堆采用带有辐射性的核燃料为热源。通常根据反应堆所使用的慢化剂和冷却剂的不同，将核电站分为压水堆、轻水堆、重水堆等不同的堆型。相对于其他核电而言，压水堆核电站(PWR)，无论在技术上和安全上均较为成熟。PWR一般由核岛、常规岛及电厂辅助设施组成，各部分组成和工作原理如图1所示。
核岛主要包括压水堆本体(核反应堆)及一回路冷却系统，其功能是产生核蒸汽，由一回路冷却系统将反应堆所产生的核能转换为热能，热能通过一次冷却剂在蒸发器中经传热管传递给二回路的蒸汽。常规岛包含主蒸汽管道和给水管道两个主要的管道系统，这两个管道系统称之为二回路。其作用是将从蒸汽发生器中带出的热能(蒸汽)通过核汽轮机转换为机械能、电能。
1．2核电用管的要求
由于核反应堆使用的是带有辐射性的核燃料．一旦发生核泄漏．会严重恶化该区域的生态环境．因此核电站对核岛的安全要求最高。核电站使用的管材，其安全等级分为核级和非核级；核级材料又分为核一级、核二级和核三级。此外．在生产制造过程中也有严格质保要求。通常。核岛一回路管道为核级材料．其中用于一回路冷却系统的所有承压边界设备和管道均属核一级材料。部分蒸汽输送管道为核二级和核三级材料：常规岛的二回路系统管道均为非核级材料。
1.2.1核岛一回路管道材质要求
一回路管道系统属于反应堆冷却剂压力边界的一部分．管道的服役条件复杂．对钢管材质的性能要求也各不相同。该系统使用的管道主要有：主冷却剂管道、波动管线和喷淋管线、辅助系统中的l级管道以及与主冷却系统相连的小径管(直径≤25．4mm)。
(1)主冷却剂管道
选用含少量铁素体(5％～15％)的奥氏体一铁素体双相不锈钢(如Z3 CN 20—09M)，以避免单相奥氏体不锈钢的应力腐蚀。其铁素体含量通过成分配比调整；钢管制造工艺目前采用离心浇铸工艺生产，今后将有可能采用锻制工艺生产。
(2)与主冷却系统相连的小径管与主冷却系统相连的小径管要求具有耐酸性介质的腐蚀性，通常采用奥氏体不锈钢：不含Mo18一10型(z2CN19．10)；含Mo的17—12型(Z3CND
17．12)；时效硬化不锈钢。
(3)蒸汽发生器传热管
蒸汽发生器传热管要求兼顾强韧性和耐应力腐蚀能力。目前多采用镍基合金Inconel690、In—conel6000
(4)核蒸汽系统和核辅助系统管道
核蒸汽系统和核辅助系统管道(NSSS和BNI)主要采用碳素钢／碳锰钢．如P280GH、TUE250B、TU42C、TU48C等。
1.2.2常规岛二回路管道材质要求
常规岛与火力发电站相似。包括由主蒸汽管道、给水管道构成的二回路系统和核汽轮机(采用饱和蒸汽冲转汽轮机)，其蒸汽温度和压力参数比火电厂的低。目前的第2代核电技术的压水堆(如CPRl000)设计的主蒸汽温度316℃、压力8．6MPa。新开发的第3代核电技术的反应堆(EPR或APl000)的蒸汽温度和压力参数也无大的变化。在这样的工作条件下，二回路管道材料采用碳素钢(碳锰钢)就能满足要求，因此常规岛二回路系统的主蒸汽管道和给水管道材料主要采用碳素钢／碳锰钢．牌号与核岛材料一致；也有部分采用ASTM标准的碳素钢：第3代核电站用管材料采用的是碳素钢／碳锰钢TU42C、P355NH。常规岛二回路管道输送中温、中压并带有一定湿度的饱和蒸汽。由此会因蒸汽和水的流动速度较高而导致管道的“FAC(流动加速的腐蚀)”。据有关研究发现．cr含量会抑制FAC现象的发生，所以对给水管道特别提出了控制cr含量的要求；对于少量蒸汽湿度较大的高压缸排汽管线和高压加热器的抽汽管．则采用Cr含量为2．25％的Cr—Mo合金钢管。疏水器之后的疏水管采用304L不锈钢