中国科学院金属研究所助力四代核电钠冷示范快堆用不锈钢国产化

四代核电钠冷示范快堆工程的启动，标志着我国成为第六个掌握快堆技术的国家，是国家核能发展战略的关键一步。钠冷快堆的服役工况极其苛刻，长期处于高温、腐蚀、辐照等苛刻环境，国内尚无此工况使用的材料标准，前期实验堆中的结构材料依赖国外进口。为了实现示范快堆的自主化建设，亟需建立关键设备用钢板的技术标准，以满足安全性和可靠性要求。

钠冷快堆用不锈钢在高温下长期服役，要求高的持久及蠕变性能、疲劳性能、组织均匀性，特别是在中碳含量的情况下要具有抗晶间腐蚀性能，对厚度在40~90mm、单重大于12吨的厚板，生产难度极大。金属研究所科研人员经过三年多的攻关，将国外快堆选用的四种材料统型为一种316KD不锈钢，通过合金元素和微观组织的控制，优化工艺，保证材料兼顾强韧性、腐蚀性能、疲劳性能和持久性能等，以满足工程设计对材料的性能指标要求，制定出钠冷快堆用316KD板材的技术标准(初版)。基于实验室研究提出的制备工艺参数，联合中国原子能院、太钢不锈钢股份有限公司进行了316KD的工业化试制。揭示了厚大铸坯中铁素体的形成机制并提出消除对策，实现铁素体含量小于1%的316KD铸坯制备;提出了中碳含量316KD不锈钢具有抗晶间腐蚀能力的处理工艺;解决了晶粒度均匀的厚钢板加工的工艺问题，实现钢板全厚度方向晶粒度级差不超过2级的控制。

目前，已在太钢不锈钢股份有限公司实现了四代核电钠冷示范快堆用316KD不锈钢钢板的生产，国产化钢板的组织均匀性和性能均优于国外同类钢板，太钢不锈钢股份有限公司是40mm以上厚度316KD钢板的唯一合格供货商，生产的钢板已提供给中国一重(大连)用于示范快堆的自主化建造。