不锈钢换热管需酸洗钝化吗,核电将带动不锈钢管材企业的发展

一、中国核电为什么要用不锈钢

核电站通风净化设备主要用于送风和排风系统，可根据不同的工况安装不同型号的空气过滤装置。 用于实现空气净化，特别适用于污染或有害气体的送排风系统，可有效保护系统工作人员的安全和周围环境的卫生。 我国核电站的通风净化装置大多采用奥氏体不锈钢制造。 奥氏体不锈钢具有优良的耐腐蚀性能和更好的耐辐射性能。 然而，核电站大多建在沿海地区，海水空气湿度大，含盐量高，氯离子是不锈钢腐蚀的主要原因之一。 为确保核电站通风净化系统的安全，提高奥氏体不锈钢的耐蚀性显得尤为重要。

1 海洋环境对核电用奥氏体不锈钢腐蚀的影响

1.1 海洋环境腐蚀特征

不锈钢在一般空气或淡水环境中发生腐蚀，表面会形成一层致密的氧化膜，抑制钢的腐蚀过程。 海洋环境中空气氯离子含量较高，氯离子很容易取代氧化膜中的氧而破坏氧化膜，使得在一定浓度的氯离子环境下难以建立稳定的钝化状态. 不锈钢中的钼能减少氯离子对钝化膜的破坏。 随着氯离子在设备上的积累，氯离子的浓度会越来越高，对不锈钢的腐蚀也越来越大。

1.2点腐蚀

点蚀是相对集中在金属表面一小部分的局部腐蚀。 在真正发生点蚀之前，不锈钢表面的保护氧化层会形成直径数微米的微凹陷。 这种微凹陷的迅速增加是不锈钢大规模腐蚀的原因。 不锈钢表面经过酸洗和钝化处理后，形成一层Cr2O3氧化膜，使不锈钢发挥最大的耐腐蚀性能，有效阻挡腐蚀介质的侵蚀和破坏。 核电站不锈钢设备的腐蚀一般为点腐蚀，点腐蚀多发生在钝化膜破损处，如裂纹、划伤等表面。 如果不锈钢表面潮湿，含有氯离子，局部可形成强酸溶解的钝化膜，破坏稳定的钝化状态，引起大面积腐蚀。

1.3 晶间腐蚀

晶间腐蚀是金属腐蚀中常见的局部腐蚀。 腐蚀从金属表面开始，沿金属晶粒间的界面向晶粒内部扩展，大大削弱了晶粒间的结合力。 它是一种选择性腐蚀，沿晶界深入金属内部。 这种腐蚀可以使材料失去机械性能，甚至在金属外表面没有任何迹象的情况下完全失去强度。 它是最有害的局部腐蚀形式之一。 核电站通风净化设备在长期运行过程中，氯离子积累到一定程度会导致不锈钢外壳发生晶间腐蚀。 经受这种腐蚀的不锈钢表面没有任何腐蚀或损坏，但不锈钢内部的晶界区域已经损坏。 当腐蚀达到一定程度时，会造成部件或设备的损坏，严重时会影响整个核电站的安全运行。

2 奥氏体不锈钢材料比较

奥氏体不锈钢在室温和低温下具有良好的韧性、塑性、焊接性和耐蚀性，具有抗化学腐蚀和电化学腐蚀的能力。 核电站常用的不锈钢有304()、304L()、316L()、。

304不锈钢是一种用途广泛的不锈钢，广泛用于生产要求良好综合性能（耐蚀性和成型性）的设备和零件。 304不锈钢具有优良的耐蚀性，抗晶间腐蚀能力更好。

304L不锈钢是304不锈钢的变种，含碳量相对较低，用于需要焊接的场合。 较低的碳含量最大限度地减少了焊缝附近热影响区碳化物的析出，碳化物的析出在某些环境下可能引起不锈钢的晶间腐蚀。 因此，304L不锈钢的抗晶间腐蚀能力优于304不锈钢。

316L不锈钢又称钛钢，加入Mo（2-3%）可提高钝化膜的稳定性。 316L不锈钢具有优良的抗点蚀和抗晶间腐蚀能力，同时还具有良好的抗氯化物腐蚀能力。 在海洋环境或侵蚀性工业大气中的耐腐蚀性比304不锈钢和304L不锈钢好得多。

在耐腐蚀性方面，316L不锈钢>304L不锈钢>304不锈钢，低碳不锈钢优于同钢级的普通不锈钢。 添加Ti、Mo或固溶处理是防止不锈钢点腐蚀的主要方法。

3 腐蚀防护方法

在海洋环境中，海水空气湿度大，含盐量高。 空气中的游离氯离子成为不锈钢腐蚀的主要原因之一。 通过研究海洋环境对核电用奥氏体不锈钢腐蚀的影响，对比奥氏体不锈钢的性能，提出以下六种提高所用不锈钢耐蚀性的方法。

3.1不锈钢表面酸洗钝化。 通过酸洗钝化在表面覆盖一层极薄致密的钝化膜，腐蚀介质被钝化膜隔绝，形成奥氏体不锈钢的基本和主要保护屏障。

3.2 避免卤素离子浓度。 在通风系统进风口安装干燥器或除雾器，尽可能减少进入通风系统的氯离子含量，从而降低附着在通风设备不锈钢表面的氯离子浓度，从而减少奥氏体不锈钢的腐蚀。

3.3 在通风系统入口处设置钝化剂添加接口，在通风系统中加入低浓度硝酸盐或铬酸盐，以抑制氯离子在金属表面的吸附，防止因吸附氯离子而引起的早期点蚀离子或晶间腐蚀。

3.4尽量采用316L不锈钢。 含钼2%～4%的奥氏体不锈钢具有良好的耐点蚀性能。 使用含钼奥氏体不锈钢可显着减少点蚀或晶间腐蚀。

3.5 光亮退火处理。 提高钝化膜在氯离子环境中的稳定性，提高耐蚀性。

2、核电行业未来发展趋势

中国国务院新闻办公室9月3日发布《中国核安全》白皮书称，经过30多年的发展，中国核电已实现自主设计、自主建设、自主运行，进入安全、可控阶段。高效的发展。 在世界上率先建造并运行百万千瓦非能动先进压水堆和欧洲先进压水堆机组。 中国核电机组数量居世界首位。

核电站设备发展分析

中国拟在未来10年内建设60多座核电站，其中未来5年将建设约30座核反应堆（核反应堆），未来5年还将建设更多。 到2030年，中国共有110座核电站并网发电。

其中，未来四年核电铸锻件年均需求量有望达到86亿元； 核电阀门约占核电设备总投资的5.2%。 到2020年，新建核电站阀门总投资将达到219亿元。 每年核级仪表控制系统市场需求超过45亿元。 每年加工机床约100亿台。 未来四年，核电主设备行业下游需求旺盛，行业年均销售额有望达到390亿元； 下游核电阀门和核电暖通空调设备需求有望翻番。

中国建成并投入运行的核电站：

秦山核电站（中核6台）、广东大亚湾核电站（中广核2台）、岭澳核电站（中广核4台）、田湾核电站一期（中核3台） 、辽宁红沿河核电站（中广核、中核4号机组）、宁德核电站（中广核1、2、3号机组）、阳江核电站（中广核1、2、3、4号机组）、福清核电电厂（中核6台）、方家山核电厂（中广核2台）、海南昌江核电厂（中核2台）、广西防城港核电厂（中广核6台）。

中国在建核电站：

阳江核电一期工程（中广核5、6号2台机组）、三门核电厂（湾核电二期工程（人大4、5、6号机组）、石岛湾核电厂（华能集团）、辽宁红沿河核电厂（中广核5、6号机组）、福清核电厂（中广核5、6号机组）、防城港一期核电厂（中广核3、4号机组）、陆丰核电电厂（中广核6台）、彭泽核电厂（中电投4台）。

(华龙一号)

例如，在福清核电站，由中国佛山市新泽昌不锈钢有限公司与中国广核集团联合研制的先进百万千瓦压水堆核电技术、世界首个示范工程核燃料元件“华龙” “一”示范工程中机、电、仪设备、系统设备集成采购包涉及5300多台、8万多台套。 如果再算上分包厂商、原材料、零部件供应商，整个供应链涉及的供应商超过7000家。 供应商遍布国内外。

装备国产化是核电的重要基础

核电国产化战略的不断深入推进，为我国装备制造业提供了重要的实践机遇，制造能力和技术水平大幅提升。 红沿河、宁德、福清、方家山、昌江等一大批核电项目国产化率逐步提高，在建核电机组综合国产化率达到80%左右。 而作为我国自主三代核电技术的华龙一号一号堆设备国产化率可达85%以上。

未来中国三代核电站国产化程度较高，国产厂商受益。 华龙一号（首批国产率85%，量产后国产率至少90%），（国产率至少85%），（目前国产率20 ~30%，7~8台后国产化率有望达到85%），有望为国内龙头厂商带来巨大的市场。

“一带一路”沿线及周边地区已有60多个国家规划发展核电，到2030年，新增发电机组数量将达到200多台。如果我国能获得沿线20%的市场份额“一带一路”，即约30个海外市场单位。 每出口一台核电机组需要8万多台套设备，200多家企业参与制造和建设。 单台投资约300亿元，相当于100万辆汽车和200架中型飞机的出口额。 考虑到包括天然铀、核燃料、运维、退役在内的全产业链贡献，单台机组全寿命直接带动约1000亿元。 30台机组将直接产生近1万亿元产值，创造500万个就业机会，全生命周期产值约3万亿元。

到2020年不锈钢换热管需酸洗钝化吗，中国核电设备市场至少2400亿元。 如果设备国产化率达到80%，国内核电设备市场规模约为1920亿元。 一座2*600MW压水堆核电站约有290个系统，分别属于核岛（NI）、常规岛（CI）和电站辅助设施（BOP）。 其中，核岛市场约1094亿元，常规岛市场710亿元。 年均造价约384亿元，其中核岛219亿元，常规岛165亿元。 核电设备制造的盈利能力在电站设备制造中处于最高水平，毛利率通常为40%～60%。

三、核电用不锈钢需求分析

一座发电能力为100万千瓦的核电站要消耗钢材5万多吨。 反应堆本体压力容器、反应堆内部构件、控制棒驱动机构、设备、元器件、一回路系统部件等关键部件的钢材和镍合金用量高达数千吨，只要加压就水反应堆和沸水反应堆而言，与一回路冷却剂接触的设备和部件90%以上由钢和镍合金制成，不锈钢占钢和镍合金的80-90%，如下就是核电站用不锈钢的具体情况。

核岛是核电站安全壳内的核反应堆及反应堆相关系统的总称，包括核蒸汽供应系统、安全壳喷淋系统和辅助系统。 核岛系统需要大量高性能高端不锈钢管材。

1 蒸汽发生器 U 型传热管

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泄漏的主要屏障。 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是由于蒸汽发生器传热管腐蚀损坏造成的。 目前，蒸汽发生器传热管的选用主要有800合金和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、组织控制等方面的要求较高，技术壁垒较高。 国内外厂商不多。 在瑞典山特维克有3家公司，在中国有浙江久力和宝银两家公司。

第三代核电技术蒸汽发生器传热管的主要材料为690合金。 一个百万千瓦的机组需要约10000根换热管，总重量约200吨。 主要规格有Ф19.05mm×1.09 mm等。 蒸汽发生器传热管的主要生产工艺包括钢坯冶炼锻造、热挤压成型、冷成型、固溶热处理和TT热处理、无损检测和弯管等。目前，我国不锈钢产业久立集团完成了华龙一号和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，受到了客户的一致好评。

2 其他核岛用不锈钢管

一回路主管道是核电站在正常、异常、事故和试验工况下防止核裂变产物泄漏到安全壳的重要屏障。 主管道通常要求耐高温、耐高压、耐腐蚀。 早期主要管道普遍采用18-8奥氏体不锈钢，但存在强度不够和晶间腐蚀等问题。 后来开发的铸造双相不锈钢主管道存在老化现象等缺点。 目前，三代核电主管道及其他一回路均采用整体锻造的316LN奥氏体不锈钢，具有强度高、塑韧性好等特点。 目前，国内生产企业已基本掌握大型钢锭冶炼、大型不锈钢材料整体锻造、管段整体加工成型等关键技术，并已实现国产化。 非能动安全原理是第三代核电技术的一个突出特点。 非能动余热排出换热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，被动式余热排放换热器上下封头通过C型换热管连接。 换热管材质主要为690合金等，规格主要有Φ19.05mm×1.24mm、Φ19.05mm×1.65mm等，每百万千瓦机组需要约1吨C型管传热管。

反应堆压力容器是主回路冷却剂压力边界屏障中的重要设备。 属核安全一级设备，在核电站服役期内不得更换。 它的寿命决定了整个核电站的使用寿命。 由于容器内装有高温、高压和放射性的工质，要求其结构在各种工况下都能保持完好无破损、不泄漏等现象，因此反应堆压力容器的密封设计和选材很重要为了设备安全。 跑步很关键。

目前在反应堆压力容器的密封设计中，筒体与顶盖采用双通道金属O型圈密封，即在上法兰密封面上开双通道环槽形成内、中、外三岛，内岛、中岛、外岛排列。 外面的两个金属 O 形圈形成双通道金属 O 形圈密封。 在第三代核电技术中，O型密封圈主要采用718合金无缝管，规格主要有Φ30mm×1.2mm、Φ12.7mm×1.27mm等。

O型密封圈用718合金无缝管对表面质量、尺寸控制、热处理制度、回弹性能要求高，技术壁垒高。 贵等等。 自2014年以来，久立成功开发出密封圈用718合金无缝管，具有表面质量好、尺寸精度高、回弹性能优良等特点。 另外，O型圈弯曲后焊接时，焊点只有一个，降低了热处理和检验的难度。 目前，该产品已成功应用于国内核电站。

3 条用于常规岛的不锈钢管

大多数核电站都建在沿海地区，电路使用大量海水作为冷却介质。 由于钛的固有特性，钛焊管具有优良的耐腐蚀、耐冲刷、导热、良好的机械性能，特别适合用作海水或污染严重的淡水作为冷却介质的冷凝管。 在百万千瓦核电机组的凝汽器中，每台机组使用钛管约200吨。 但由于钛管加工制造难度大，主要是焊接和热处理难度大。 国外厂商主要由美国、日本等制造企业生产。 目前，国内核电站凝汽器用钛管大多依赖进口，国内钛焊管市场缺口较大。 因此，有必要研究优质薄壁钛焊管的生产工艺，以满足国内日益增长的建筑需求。 目前冷凝管规格主要有Ф22mm×0.5mm，钛材主要为TA2（Gr.2）。 高压给水加热器是热回收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着重要作用。 换热器通常采用U型换热管。 TP439铁素体不锈钢具有强度高、耐冲蚀性和耐磨性好、价格低廉、抗氯离子腐蚀能力好等特点。 常用作U型换热管的主要材料，在国外核电机组中得到广泛应用。 目前百万千瓦核电机组使用TP439焊接U型管约150t，所需产品主要规格为Ф16mm×1.5mm。

4 个用于高级反应器类型的不锈钢管

在大力建设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四代、五代核电技术的试验堆和示范堆，主要包括钍基熔盐堆和钠基反应堆。 -冷却快堆。 、铅铋快堆、高温气冷堆、核聚变堆等堆型。 在试验堆和示范堆建设过程中，还需要各种高性能不锈钢管道，材料涉及不锈钢、镍基合金等。钍基熔盐堆是六大四代堆之一核电替代反应堆类型。 具有常压、无水冷却、无需制作燃料元件、可实现在线加注、在线后处理等特点。 但同时也存在使用温度高、熔盐腐蚀强等问题。 对主管道和换热管道材料提出了很高的要求。 目前主要材料是镍铬钼合金等合金。 合金换热管的制造存在熔炼困难、易偏析、热加工困难等问题，国内外生产厂家较少。 钠冷快堆也是六种第四代核电备选堆型之一。 它是我国核能三步走发展规划的第二步，是我国核能闭式循环的重要组成部分。 与压水堆相比，钠冷快堆具有温度更高（500℃以上）、辐射剂量更高的特点。 因此对核心部件的结构材料提出了更高的要求，如不锈钢包壳管。 此外，钠冷快堆蒸汽发生器、换热器等管线也需要大量高性能奥氏体不锈钢管，如316Ti、316H等。钠冷高性能不锈钢管规格冷快堆主要有Φ6.0mm×0.4mm、Φ22mm×1.4mm等。

核电用高性能高端不锈钢管的研发和生产已成熟并得到广泛应用，如690合金、800合金蒸汽发生器U型换热管、O型密封用718合金管环、TP439高换热管、冷凝器用钛焊管、反应堆内件用管、核级仪表管等。核能是未来能源发展的重要方向。 随着第三代、第四代先进核电技术的研发不锈钢换热管需酸洗钝化吗，核岛和常规岛需要大量的高性能不锈钢管，特别是随着“一带一路”的倡议，我国核电将走向世界，需要本土化的不锈钢产品和技术。 因此，不锈钢企业加强先进材料和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。