[发明专利]一种钠冷快堆堆内构件用奥氏体不锈钢无缝管及制造方法

说明书

本发明公开了一种钠冷快堆堆内构件用奥氏体不锈钢无缝管，涉及钢铁制造技术领域，其化学成分及质量百分比如下：C：0.04%～0.05%，Si≤0.60%，Mn：1.00%～2.00%，P≤0.030%，S≤0.003%，Cr：17.0%～18.0%，Ni：11.5%～12.5%，Mo：2.50%～2.70%，Cu≤0.10%，N：0.05%～0.07%，B≤0.0015%，O≤30ppm，H≤5.0ppm，Al≤0.03%，Sb≤0.002%，Pb≤0.001%，Se≤0.015%，Sn≤0.005%，Bi≤0.005%，V≤0.05%，Zn≤0.01%，As≤0.01%，Co≤0.06%，(As+Sb+Bi+Sn+Pb)≤0.015%，余量为Fe及不可避免的微量元素，以满足钠冷快堆的使用要求。

技术领域

本发明涉及钢铁制造技术领域，特别是涉及一种钠冷快堆堆内构件用奥氏体不锈钢无缝管及制造方法。

背景技术

随着科学技术的不断发展，核电已成为世界能源的重要组成部分。美国、法国、日本等国在20世纪70年代石油危机时期，果断决策执行强化核电发展战略，形成了强大的核电产业；韩国是一次能源短缺的国家，也一直把发展核电作为国策，使核电成为该国的主要能源。但日本福岛事故后，各国在未来核电发展问题上出现态度不一的情况，主要存在“弃核”与“挺核”两种对立态度，主要核能利用国家仍致力于进一步深化核能的研究与利用，表示要在保障安全的基础上继续发展核电，国际社会对于核能利用的基本原则与发展方向未发生根本性转变。目前，全球核电正逐渐走出日本福岛事故的阴影，进入重启阶段。其中，中国引领了这一波的建设风潮，在建核电反应堆数量居世界第一。

目前，全球已建核电站主要采用第二代技术，我国在建核电站以改进型压水堆(CPR1000，二代+技术)为主，同时引进第三代EPR和AP1000压水堆核电技术。国外在建核电站以第三代为主，主要为压水堆。与第二代技术相比，其主要优点是安全性更高。第三代核电技术的主要不足是核电站建设运营成本高、经济性差，且未考虑有效防止核扩散。目前，美国、法国等国家均在政府支持下开展第四代核电技术的研究。第四代核电技术将在第三代技术基础上进一步提高安全性，降低建设及运营成本，考虑防止核扩散的要求，使未来核电更加安全、廉价。

2000年1月，受美国能源部(DOE)核能局局长的邀请，世界各主要核大国的代表于华盛顿召开会议，自此，第四代核能系统构想和基于符合世界市场要求的下一代反应堆国际协商的开发构想被提上了议事日程。其后，规定国际合作框架的宪章出台，2001年7月，阿根廷、巴西、加拿大、法国、日本、韩国、南非、英国、美国等9国签署协议，2002年2月，又批准瑞士正式加盟。2002年年底，第五次第四代核能系统国际论坛(GIF)政策小组会议在日本东京召开，参加会议的10个国家选定了六个下一代核能系统概念作为国际共同研究开发的对象，各国共同的目标是到2030年实现这些概念技术的应用。第四代核能系统概念不仅用于发电，还包括制氢及海水淡化等功能，堆型包括钠液体金属冷却堆、超高温气冷堆、超临界水冷堆、铅合金液态金属冷却堆、气冷快堆以及熔盐反应堆。

钠液体金属冷却堆(SFR)系统是快中子谱钠冷堆，采用可有效控制锕系元素及可转换铀的转化的闭式燃料循环。SFR系统主要用于管理高放射性废弃物，尤其在管理钚和其他锕系元素方面较为擅长。钠冷快堆作为六个第四代核能系统堆型之一，一方面可以将铀资源的利用率从单发展压水堆核电站的约1%提高到60～70%，充分将在天然铀中占99.2%左右的U238转变成可裂变燃料，另一方面，可将在核电站运行过程中产生的长寿命锕系核素烧掉转变为便于处置的裂变产物。我国核能发展的基本战略是：热堆——快堆——聚变堆，而快堆又分为：实验快堆(CEFR，功率65MWt/20MWe)——示范快堆(CDFR，功率大于1500MWt/600MWe)——商用快堆(CDFBR，功率2500～3750MWt/1000～1500MWe)。其中实验快堆属于池式结构，大部分关键设备采用进口材料，2017年12月中国示范快堆土建开工，计划2023年临界。