鋼管廠的特點和質(zhì)量要求有哪些？

　　1.1核電站的構(gòu)成和作用

　　核能發(fā)電是通過核反應堆產(chǎn)生的熱能來實現(xiàn)發(fā)電的，而核反應堆采用帶有輻射性的核燃料為熱源。通常根據(jù)反應堆所使用的慢化劑和冷卻劑的不同，將核電站分為壓水堆、輕水堆、重水堆等不同的堆型。相對于其他核電而言，壓水堆核電站(PWR)，無論在技術(shù)上和安全上均較為成熟。PWR一般由核島、常規(guī)島及電廠輔助設(shè)施組成，各部分組成和工作原理如圖1所示。

　　核島主要包括壓水堆本體(核反應堆)及一回路冷卻系統(tǒng)，其功能是產(chǎn)生核蒸汽，由一回路冷卻系統(tǒng)將反應堆所產(chǎn)生的核能轉(zhuǎn)換為熱能，熱能通過一次冷卻劑在蒸發(fā)器中經(jīng)傳熱管傳遞給二回路的蒸汽。常規(guī)島包含主蒸汽管道和給水管道兩個主要的管道系統(tǒng)，這兩個管道系統(tǒng)稱之為二回路。其作用是將從蒸汽發(fā)生器中帶出的熱能(蒸汽)通過核汽輪機轉(zhuǎn)換為機械能、電能。

　　1.2核電用管的要求

　　由于核反應堆使用的是帶有輻射性的核燃料.一旦發(fā)生核泄漏.會嚴重惡化該區(qū)域的生態(tài)環(huán)境.因此核電站對核島的安全要求***高。核電站使用的管材，其安全等級分為核級和非核級;核級材料又分為核一級、核二級和核三級。此外.在生產(chǎn)制造過程中也有嚴格質(zhì)保要求。通常。核島一回路管道為核級材料.其中用于一回路冷卻系統(tǒng)的所有承壓邊界設(shè)備和管道均屬核一級材料。部分蒸汽輸送管道為核二級和核三級材料：常規(guī)島的二回路系統(tǒng)管道均為非核級材料。

　　1.2.1核島一回路管道材質(zhì)要求

　　一回路管道系統(tǒng)屬于反應堆冷卻劑壓力邊界的一部分.管道的服役條件復雜.對鋼管材質(zhì)的性能要求也各不相同。該系統(tǒng)使用的管道主要有：主冷卻劑管道、波動管線和噴淋管線、輔助系統(tǒng)中的l級管道以及與主冷卻系統(tǒng)相連的小徑管(直徑≤25.4mm)。

　　(1)主冷卻劑管道

　　選用含少量鐵素體(5%～15%)的奧氏體一鐵素體雙相不銹鋼(如Z3 CN 20—09M)，以避免單相奧氏體不銹鋼的應力腐蝕。其鐵素體含量通過成分配比調(diào)整;鋼管制造工藝目前采用離心澆鑄工藝生產(chǎn)，今后將有可能采用鍛制工藝生產(chǎn)。

　　(2)與主冷卻系統(tǒng)相連的小徑管與主冷卻系統(tǒng)相連的小徑管要求具有耐酸性介質(zhì)的腐蝕性，通常采用奧氏體不銹鋼：不含Mo18一10型(z2CN19.10);含Mo的17—12型(Z3CND

　　17.12);時效硬化不銹鋼。

　　(3)蒸汽發(fā)生器傳熱管

　　蒸汽發(fā)生器傳熱管要求兼顧強韌性和耐應力腐蝕能力。目前多采用鎳基合金Inconel690、In—conel6000

　　(4)核蒸汽系統(tǒng)和核輔助系統(tǒng)管道

　　核蒸汽系統(tǒng)和核輔助系統(tǒng)管道(NSSS和BNI)主要采用碳素鋼/碳錳鋼.如P280GH、TUE250B、TU42C、TU48C等。

　　1.2.2常規(guī)島二回路管道材質(zhì)要求

　　常規(guī)島與火力發(fā)電站相似。包括由主蒸汽管道、給水管道構(gòu)成的二回路系統(tǒng)和核汽輪機(采用飽和蒸汽沖轉(zhuǎn)汽輪機)，其蒸汽溫度和壓力參數(shù)比火電廠的低。目前的第2代核電技術(shù)的壓水堆(如CPRl000)設(shè)計的主蒸汽溫度316℃、壓力8.6MPa。新開發(fā)的第3代核電技術(shù)的反應堆(EPR或APl000)的蒸汽溫度和壓力參數(shù)也無大的變化。在這樣的工作條件下，二回路管道材料采用碳素鋼(碳錳鋼)就能滿足要求，因此常規(guī)島二回路系統(tǒng)的主蒸汽管道和給水管道材料主要采用碳素鋼/碳錳鋼.牌號與核島材料一致;也有部分采用ASTM標準的碳素鋼：第3代核電站用管材料采用的是碳素鋼/碳錳鋼TU42C、P355NH。常規(guī)島二回路管道輸送中溫、中壓并帶有一定濕度的飽和蒸汽。由此會因蒸汽和水的流動速度較高而導致管道的“FAC(流動加速的腐蝕)”。據(jù)有關(guān)研究發(fā)現(xiàn).cr含量會抑制FAC現(xiàn)象的發(fā)生，所以對給水管道特別提出了控制cr含量的要求;對于少量蒸汽濕度較大的高壓缸排汽管線和高壓加熱器的抽汽管.則采用Cr含量為2.25%的Cr—Mo合金鋼管。疏水器之后的疏水管采用304L不銹鋼