医用蒸汽产生器事情路理医用洁产生器

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• 发布时间：2025-02-18 12:10:02
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　　简介：《金属天下》依托于中国金属学会、中国有色金属学会，以报道中国冶金、有色金属及金属加工工业进展的史乘、近况和异日，普及其相闭坐褥和加工方面的科学常识，闪现和胀吹金属规模科学时间成绩转化，先容冶金、有色金属和金属加工行业的新时间、新筑设、新工艺、新产物和新体会为主见的科技期刊。

　　实质导读：核电站一回道主管道是核电站的一级部件，它的苛重性不问可知，其资料平凡为含必定铁素体相的奥氏体不锈钢，表洋也称双相不锈钢，此类资料归纳机能优异。著作从资料的类型、结构、因素、机能等方面先容了目前运转最多、最成熟的二代核电站一回道主管道资料，并正在此根底上扼要先容了一回道主管道的造备工艺，意正在让读者尽可以总共地通晓核电站一回道主管道资料及其筑设经过，从而富厚金属资料正在核电规模利用的常识。

　　核电因其浩大的上风获得了敏捷进展，目前已与火电、水电并称为电力能源三大支柱，而且跟着煤炭、石油等化石能源的储量日益删除，其苛重位子延续凸显。核电原委近60年的进展、运转，其时间延续完好，至今仍然进展到了第三代（如图1所示），现正在少许国度正正在筑筑三代核电站。第四代核电站观念也已于21世纪初提出，但隔断贸易利用还很远。目前全天下鸿沟内应用最多、运转最成熟的是第二代和二代更始型核电站。

　　核电站中，动力堆要紧有轻水堆（征求压水堆和滚水堆）、重水堆、石墨堆（征求石墨气冷堆和石墨水冷堆）以及速中子增殖堆，这些堆型中压水堆是利用最广大、最要紧的堆型。目前全天下运转的贸易核电站共有439座，这些核电站中轻水堆占85.9%，个中压水堆61.3%，滚水堆24.6%，如图2所示。

　　压水堆核电站的处事道理如图3所示。响应堆堆芯核裂变形成浩大的热能，主泵把水泵入，水既是慢化剂，又是冷却剂，冷却剂流经堆芯举行冷却，同时水被加热到327℃、155个大气压的高温高压水。高温高压水进入蒸汽发作器的U型管内，正在U型管内与二回道冷却水举行热相易，开释热量后又被主泵送回堆芯从头加热再进入蒸汽发作器。云云延续地正在密闭的回道内轮回，称为一回道编造。蒸汽发作器管壁表的水被一回道编造的热水加热成蒸汽晚辈入汽轮机，通过汽轮机做功，同轴启发发电机发电，然晚辈入冷凝器被海水冷却，又凝聚成水通回蒸汽发作器，从头加热成蒸汽。这个汽水轮回经过称为二回道编造。压水堆核电站中一回道主管道为核岛七梗概害部件之一，是编造承压界限的一局部，称为核电站的“主动脉”，它紧闭着高温、高压和带有放射性、侵蚀性的冷却剂，坚持和管造冷却剂轮回滚动，对响应堆的安静和寻常运转起着苛重的保险功用。由此可见一回道主管道正在核电站中饰演着尽头苛重的脚色。

　　一回道主管道属于核安静一级部件，尺寸大、运转条款苛刻（~约300℃、16 MPa的含磷酸、硼酸高温高压水），对资料机能央求极高，除央求有优异的归纳力学机能（足够的强度、高的塑性和韧性）表，还央求耐高温高压水侵蚀，拥有优异的抗委顿机能、易加工性和焊接机能等[1]。具有 双相结构的锻造奥氏体不锈钢（约5%~20%铁素体相以岛状分散正在奥氏体基体上—CASS）能很好的知足上述机能，广大用于核电站一回道主管道。表洋早期核电站一回道管道公共采用18-8型（美国ASME304）奥氏体不锈钢（相应铸钢为CF-8）。厥后，为了普及304不锈钢抗高温高压水晶间应力侵蚀机能，渐渐改用含2%～3% Mo的ASME316型不锈钢及相应的铸钢CF-8M。

　　为了进一步伸长核电站运转寿命，近几十年国际上对一回道管道资料举行了深切的磋议。美国、日本拓荒了核级控氮316L不锈钢，法国参加巨资发展了一系列奥氏体不锈钢资料的磋议，拓荒了Z2CND18.12和Z3CN20.09M主管道资料。少许国度核电站一回道主管道资料如表1所示。

　　目前天下上折半以上的核电站是按法国核岛筑设安排和筑造委员会（AFCEN）协议的RCC-M《压水堆机器筑设安排和筑造法则》筑设的，我国正正在筑造的和从此相当一局部核电站也都按这个样板筑造。RCC-M《压水堆机器筑设安排和筑造法则》是一部国际上公认的最为安静的核电筑设筑设样板，按RCC-M筑设的核电筑设迄今为止没有发作过强大的安静事项，且筑设滞碍率最低。RCC-M样板中的招牌Z3CN20.09M不锈钢属于低碳奥氏体-铁素体型不锈钢，其化学因素和力学机能尺度如表2和表3所示。RCC-M样板央求Z3CN20.09M铁素体含量鸿沟12%~20%，最理念值为15%~18%，其值可根据Shaeffler图通过厘革资料因素达成调控。

　　Z3CN20.09M的微观结构如图4所示，它由奥氏体基体和岛状铁素体相构成。铁素体含量平常法则为12%~20%，最佳值为15%~18%（以上均为体积分数）。

　　奥氏体不锈钢中铁素体起着极其苛重的功用。1）因为铁素体是以分裂并均布成幼坑状存正在于奥氏体晶粒之间，减弱奥氏体柱状晶和树枝晶的对象性，距离奥氏体晶界连结网状碳化铬析出，从而防备晶间侵蚀，以是铁素体对普及耐晶间侵蚀的功用有好处。通过试验阐明，因为铁素体对应力侵蚀开裂不敏锐，以是含有铁素体的奥氏体钢焊缝的耐应力侵蚀机能优于同因素但含有很少铁素体的奥氏体钢焊缝。2）奥氏体不锈钢中的铁素体对资料的力学机能有明显影响。铁素体含量扩张时强度扩张，同时，延展性和报复强度减低。操纵此特点，可采用调控铁素体的含量来到达所必要的资料力学机能和加工机能。3）可是奥氏体不锈钢中铁素体含量过高会损害奥氏体不锈钢的可锻性和热不变性，更加是用于大锻造比的锻件，铸坯限度铁素体的含量是合理而需要的（平凡限度正在3%~8%）。同样事理用于冷变形的奥氏体钢，如冷伸压、深冲压，冷拔和冷挤压的奥氏体钢，铁素体含量应进一步限度（平凡限度正在5%以下）；同时，高铬铁素体长远处于较高温度境况（≤550℃）会发作475℃脆化形势，扩张资料脆性断裂目标。

　　压水堆一回道主管道能够采用锻造或锻造筑设工艺。采用锻造奥氏体不锈钢时，主管道结构匀称，力学机能较好；但因为筑设工艺的限度，直管段筑设长度受限，使主管道焊缝数目增加，焊接处事量增大，并且因为资料自身特性，正在焊接时容易形成焊接缺陷。锻造工艺能够造胜锻造主管道的毛病正在担保主管道力学机能不消浸的前期下，采用锻造奥氏素体－铁体不锈钢来替换锻造奥氏体不锈钢。锻造奥氏素体－铁体不锈钢拥有较好的焊接机能，焊接时不易形成焊接缺陷，且采用离心锻造能够筑设出长度较大的直管，使焊缝数目删除，这一时间仍然凯旋利用到主管道的坐褥中。

　　二代核电站一回道主管道征求直管和弯头局部，直管和弯头通过焊接组合成完备管道。一回道主管道直管由离心锻造而成，弯头通过静态模铸而成，整个工艺途径所示。

　　原料原委电弧炉+氩氧炉双联冶炼，调控微合金元素及杂质含量获得因素及格的钢液，因素调控时要端庄将C含量消浸到0.03%以下，然后举行浇注。弯头通过砂型静态锻形成型，直管经卧式离心锻造机成型，成型后的毛坯管件脱模后举行固溶热打点，目标是删除缺陷、匀称因素及调控铁素体含量从而普及机能，热打点工序结束后举行机器加工。直管和弯头的加工征求内圆和表圆的加工，机加工筑设要紧征求大型的车床、镗床及工装。对直管和弯头的机加工要害正在于协议合理的加工工艺，并配套相应的筑设。

　　一回道主管道正在核电站安静运转中饰演着尽头苛重的脚色，其选材、加工都有万分庄的样板。含有必定量铁素体相的奥氏体不锈钢因其机能优异（征求力学机能、物理机能、加工机能等），广大用于二代和二代更始型核电站一回道主管道，可是此种资料也存正在少许缺陷，比如长远服役会发作热老化脆化，其机能低落。为通晓决二代核电站一回道主管道热老化脆化题目，伸长核电站应用寿命，普及安静性，正正在进展和筑筑中的第三代核电站主管道资料选用控氮奥氏体不锈钢，经具体锻造而成。

　　作家简介：王永强（1982-—），男，博士磋议生，磋议对象：核电一回道管道资料，E-mail: wa；