2024年2月13日发(作者：)
核电站反应堆压力容器用刚的研究
摘要：介绍了核反应堆压力容器用钢的国内外发展状况和演化规律，材料技术是核反应堆压力容器制造的关键技术，分析了不同的成分、热处理工艺、冶金工艺、制造工艺对材料性能的影响,最后预测了随核反应堆压力容器制造向大型化和一体化方向发展的状况下，核反应堆压力容器用钢的发展趋势。
关键词：核电站；反应堆压力容器；热处理；性能
随着人类生活水平的提高,世界各国对能源需要量的急剧增加，到2020年非化石能源占中国一次能源的比重将提高到15%。相比其他新能源，可短期内、大规模实现工业化发电只有核电。世界各国如美国、英国、法国、日本、意大利等在上世纪50年代就建设了大批核电厂，所发电量占世界发电量的16%。由于风电、太阳能等受到发电成本、电网调峰、传输距离等等限制，使得核电成为新能源领域的重头。而从我国目前的电源结构看，煤电的比例长期在70%左右，核电仅占1.9%，与全球核电占总发电量16%的比例相差比较大。1发展空间很大。核电是【】一种技术成熟的清洁能源。与火电相比，核电不排放二氧化硫、烟尘、氮氧化物和二氧化碳。核电相对于其他能源，还有一大优势就是年利用时间长。核电在各种能源中年利用小时数最长，可达7000小时左右，相比其他能源电力供应稳定，特别是相比较风电与太阳能等新能源来说，更适合作为电网中主要的电能来源以核电替代部分煤电，不但可以减少煤炭的开采、运输和燃烧总量，而且是电力工业减排污染物的有效途径，也是减缓全球温室效应的重要措施核电工业已成火电之外的重要能源工业。在核电站发展的50多年里，曾发生过多起因材料使用不当而造成的事故，因此本文重点对目前所占核电发电比例最大的压水堆核电站的一级承压设备———压水堆压力容器用钢的发展及现状进行了研究。
1 核电分类
按堆型分类，核电主要分为以下几类：
（1）压水堆
使用加压轻水（普通水）作为冷却剂和慢化剂，且水在堆内不沸腾的核反应堆。燃料为加浓铀。压水堆是目前最常用的堆型。
（2）沸水堆
沸水堆是以沸腾轻水为慢化剂和冷却剂并在反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽的动力堆。
（3）重水堆
重水堆是以重水作慢化剂的反应堆，可以直接利用天然铀作为核燃料。重水堆可用轻水或重水作冷却剂。
（4）石墨气冷堆
所谓石墨气冷堆就是以气体（二氧化碳或氦气）作为冷却剂的反应堆。这种堆有三种堆型：天然铀石墨气冷堆、改进型气冷堆和高温气冷堆。
① 天然铀石墨气冷堆
天然铀石墨气冷堆实际上是天然铀作燃料，石墨作慢化剂，二氧化碳作冷却剂的反应堆。
②改进型气冷堆
改进型气冷堆石墨仍然为慢化剂，二氧化碳为冷却剂，核燃料用的是低浓度铀(铀－235的浓度为2~3%)，出口温度可达670℃。
③高温气冷堆
高温气冷堆它是石墨作为慢化剂，氦气作为冷却剂的堆。
（5）气冷堆
用石墨慢化、二氧化碳或氦气冷却的反应堆。目前集中在氦气冷却的高温气冷堆上。
（6）快堆
由快中子引起链式裂变反应所释放出来的热能转换为电能的核电站。快堆在运行中既消耗裂变材料，又生产新裂变材料，能实现核裂变材料的再生。
根据国际原子能机构2005年10月发表的数据，全世界正在运行的核电机组共有442台，其中：压水堆占60%，沸水堆占21%，重水堆占9%，其它堆型占10%。经过多年的努力，我国核电发展取得了显著的成绩。目前已经投运的核电机组有11台，总装机容量910万千瓦。截止2008年，核电占全国电力装机总容量的1.3%，核电年发电量683.94亿千瓦小时，占全国总发电量的2%左右。到2020年，我国核电装机容量、在建容量及发电量，均将分别超过4000万千瓦、1800万千瓦和2800
亿千瓦我国将在最近一段时间内加快核电建设的步伐。
2.国内外反应堆压力容器钢种演化介绍
核反应堆压力容器(简称RPV)属厚壁压力容器。一台900MW压水堆压力壳的内径约4m，高10~12。，其活性区壁厚可达220mm，而接管段的壁厚则接近300mm，整个压力壳的重量在350~400t之间。RPV是一个承受高温、高压、受放射性幅射的特殊高压容器。它是一个由顶盖组合件、筒体组合件、容器密封环、螺栓及螺帽组合而成的圆柱形容器，核燃料的裂变反应就在这个高压容器内进行。RPV的主要设计参数为:工作压力14~16MPa，设计压力是工作压力的1.5倍，水压试验压力是工作压力的1.5倍；设计温度340~350℃，反应堆出口温度310~320℃，反应堆入口温度280~290℃，设计寿命为40年[2]。
核反应堆压力容器用钢的选择需要同时考虑强韧匹配、可加工性、焊接性能、抗中子辐照性能等。由于核电站初期的堆型都是小型轻水反应堆，所以当时的压力壳用钢的选用是根据低合金压力容器钢在石油化工压力容器技术和使用中的经验选定的。当时选用的是抗拉强度较小的碳钢，如美国最初实验堆用为核电压力容器的SA201B的钢，随后在1955年以美国和欧洲为代表的国家，在压水堆压力容器上首先使用了焊接性较好、强度稍高的碳素锅炉钢板SA212B，这是第一代压水堆压力容器用钢，但是SA212B钢的强度还是比较低，厚钢板的冲击韧性明显较低，淬透性和高温性能也较差，很快就被淘汰了。1956年,为改善压力容器钢的力学性能和断裂韧度，压水堆压力容器用钢改用抗拉强度可达550MPa的锰钼系的低合金高强度钢SA302B(锻件用SA336)，这是第二代反应堆压力容器用钢。随着核电站向大型化方向发展,压力容器也随之增大增厚。为了保证厚截面钢的淬透性，使强度与韧性有良好的配合，对SA302添加了Ni使之成为改进型的SA302B(0.40%~1.00%Ni)，然而正火或正火一回火后的SA302厚板经焊后热处理后韧性下降，且对中子辐照脆化敏感。加入了Ni的SA302B(0.40%~1.00%Ni)分为2个品级：SA533B(含Ni为0.40%~0.70)和SA533
C(含Ni为0.70%~1.00%)，来将原SA302B钢号改为SA533A。从1965年起,压力容器用钢采用具有较高强度和较高韧性的钢种SA533B，并以钢包精炼,真空浇注等先进炼钢技术，提高钢的纯净度，减少杂质偏聚，同时，将热处理由常化热处理(空冷)改为调质热处理(淬火+高温回火)，使组织细化，以获得强度、塑性和
韧性良好匹配的综合性能。SA533B钢与德国的20MnMoNi55钢成分几乎一致，它们广泛用于压力容器上。
压力容器锻件的发展演化类似于板材，最初使用的是C-Mn钢锻件SA105和SA182，后来由加入Mn-Ni的SA350-82钢和加入Ni-Mo的钢SA336所代替。SA336钢的淬透性能与SA533B钢相同(1965年SA336钢号改为SA508-Ⅱ)。20世纪60年代中后期，强劲的需求和冶金技术的进步推动RPV钢的研究取得了重大发展，特别在锻材的纯净度、均匀性、韧性、辐照后的性能、厚截面机械性能等方面都取得了重大成果由于壁厚增加和面对活性区的纵向焊缝辐照性能差,所以将压力容器由板焊结构改为锻焊容器，SA508-Ⅱ钢和与其相同成分的钢种22MnMoCr37曾被广泛应用于的锻件。自1970年西欧发现SA508-Ⅱ钢堆焊层下有再热裂纹之后，又发展了SA508-Ⅲ钢锻件。目前普遍认为SA508-Ⅲ钢优于SA508-Ⅱ钢，因为SA508-Ⅲ钢有较好的抗再热裂缝，抗堆焊层下裂纹性能。现在广泛采用的TUV20MnMoNi55锻件(德)、JISSFVV3锻件(日)、RCC-M16MND5锻件(法)都是与SA508-Ⅲ相似的钢种。法国和德国为了改善SA508-Ⅲ钢的可焊性，将SA508-Ⅲ钢中的含碳量控制在16%左右。
3.我国核反应堆压力容器用钢的发展
我国在20世纪60年代开始进行核反应堆压力容器钢的研制，当时主要用于我国第1代核潜艇反应堆压力壳。它是Cr-Ni-Mo-V系列高强度低合金钢，定名为645-3。但645-3钢锻造性能差，钢材利用率低，对白点缺陷较为敏感，锻造除氢处理时间长，具有较强的辐照敏感性，含镍量高，价格较贵。1973年我国参照美国SA508Gr3钢，在当时国内现有钢种18MnMoNb的基础上添加0.60%-
0.90Ni，开始研制核电站反应堆压力容器用钢，定名为S271钢。该钢种与美国SA508Gr3钢不同之处在于采用的晶粒细化元素不同，前者添加微量0.02%~
0.06%Nb，后者添加微量的V。其主要成分C，Si，Mn，Ni，Mo的含量大致相同。1981年起，结合核电发展的需要，钢铁研究总院、中国第二重型机械集团公司等单位经过10年的攻关共同仿制成功了国际上通用的SA508Gr3钢，其质量已达到20世纪80年代国际先进水平。2005年9月，我国第一重型机械集团公司采用国产SA508Gr3钢承制秦山核电站二期扩建工程650MW反应堆压力容器，这是首次完全由国内制造企业独立建造完成，即从原料的冶炼、锻造、热处
理、机械加工、焊接到最终发运出厂均由国内企业独立完成。中国一重承制650MW反应堆压力容器对加速百万千瓦级核电站建设步伐、提高核电设备国产化率、降低工程造价具有重要意义。近年来，随着核电建设的逐步展开，我国对SA508Gr3钢的认识在不断进步，可以说基本上掌握了SA508Gr3钢的生产制造技术，但是与国外先进水平相比还存在着不小的差距。
4核反应堆压力容器用钢成分及性能要求
4．1合金元素作用机理总结
核反应堆压力容器不但和其他压力容器一样要在高温、高压、流体冲刷和腐蚀条件下运行,而且还承受着反应堆堆芯极强的辐照。RPV材料易受到来自堆芯的中子轰击而引起辐照脆化。影响钢的辐照脆化程度的因素很多，其中外部环境因素主要是辐照温度和中子通量，这些因素不可能被改变；而钢自身的品质，尤其是钢中合金元素含量及杂质含量是影响辐照脆化的重要因素，这些因素可以因炼钢技术的提高和热处理方式的变化而改进。这些溶质元素(合金元素和杂质元素)与基体辐照缺陷有着强烈的相互作用，从而加速了溶质的沉淀析出恶化了材料的韧性[3]，因此RPV钢对化学成分有着严格的要求。
（1）C元素
在标准钢中，C的含量是保证强度满足规范要求的主要元素。随着C含量的减少，该钢的TNDT(无塑性转变温度)、vTr50(夏比冲击试验吸收能量为50ft/bl=7.0kg·m的温度)、vTr35(夏比冲击试验时横向膨胀量为35mils=0.89mm的温度)随碳含量的降低而下降，即韧性提高，但C含量偏低强度可能满足不了要求，C含量高则会降低钢的焊接性，同时会提高辐照脆化倾向。有研究认为最好把C控制在0.18% ~0.20%的范围内,为了保证强度C含量不能低于0.16%[4]。
（2）Mn元素
Mn是主要合金元素,除了起强化基体作用外，还能有效地提高钢的淬透性。由于Mn是扩大γ相的元素，降低钢的A3点温度，在热峰作用下使晶格畸变增多,辐照效应较大，众所周知，Mn又是保证厚截面钢淬透性所必需的,所以在钢的实际生产中大多将Mn控制在1.35%~1.45%。
（3）Ni元素
Ni能明显改变钢的冷态韧性，但试验证明Ni含量高的RPV钢对辐照脆化
比较敏感，Ni越高辐照脆化越显著[5]。日本川崎制铁所早年的研究显示：把锻件中的Ni含量由0.65%提高到1.13%，锻件的屈服强度和抗拉强度稍微增加，但vTr50，vTr35，TNDT以及由JIC换算得到的KIC等所表征的韧性均明显改善。由于Ni也是扩大γ相的元素，含量高则辐照效应较大，但Ni又能保证厚截面钢淬透性。因此，Ni含量在保证冷态韧性达到要求的情况下尽量按规格下限控制。
（4）Mo元素
Mo也是主要合金元素，其作用是提高耐热性和减少回火脆性，Mo能扩大α相区，有减少辐照脆化的趋势[4]，所以在实际生产中把Mo控制在含量的上限约0.5。
（5）Si元素
压力容器钢中的Si不是有意添加的合金元素，而是在冶炼时从废钢和生铁原料中带来的。按照一般规律，随辐照温度升高，点缺陷及其衍生物的恢复能力加强，辐照效应随之减少，但有数据显示当低碳钢(0.06%C)的Si含量为0.52%时，随辐照温度的增加，该低碳钢的辐照效应反而有增高的趋势，所以RPV中Si含量必须加以控制，应把Si含量控制在低限。
（6）V，Nb，Ti元素
RPV钢要求是细晶粒钢，细晶粒钢比粗晶粒钢辐照脆性小。加V、Nb、Ti有细化晶粒的作用，可提高强度。SA508钢中以前规定的加0.08%的V，但实际使用中发现V使焊接开裂的敏感性增加，容易引起焊接热影响区脆化，增加了钢的“再热裂纹”的敏感性，因此后来规定V含量在0.05%以下。至于微量Nb、Ti的作用与V的作用类似，一方面它们细化晶粒，提高钢的屈服强度，另一方面它们固溶基体金属中提高抗拉强度，但是固溶强化是以钉扎位错来强化的，这样不免会使材料韧性降低，而韧性又是RPV材料的主要力学性能，所以目前没有微合金强化RPV材料的相关报道。
（7）Cu元素
大量试验证明，它是对辐照脆化最有害的元素，Steele指出，在相同辐照条件下,含(0.19%~0.32%)Cu的SA533B钢的ΔNDT比含(0.09%~0.14%)Cu的SA533B的ΔNDT大2倍，而后者又比含0.03%Cu的SA533B钢的ΔNDT大2倍。有实验证实在高剂量辐照下(3.4×1023nm-2，E>1MeV)，Cu将优先在位错处
偏聚，在位错处偏聚的Cu颗粒与在基体中偏聚的Cu颗粒在成分和尺寸上并无显著区别。在3.4×1023nm-2(E>1MeV)辐照剂量的照射下材料的脆性显著增加ΔT41, J=96℃。在460℃回火168h，沉淀的富铜颗粒会粗化。为限制Cu的有害作用，钢的补充规范要求Cu含量应低于0.10%。
（8）P元素
辐照试验指出，P对辐照脆化亦非常敏感，原子探针场离子显微镜(APEIM)已观察到晶界上有P的大量富集，估计是基体中的12.5倍。也有认为当基体中P含量大于570ppm时，随着辐照剂量的增加，钢中P的偏聚明显加剧，当钢中P含量小于此含量时，偏聚不明显。在掺杂P的20MnNiMo钢中额外加入Cu和Ni会导致辐照脆化加剧，但P的偏析却减少了。也有认为P的偏聚是在空穴处优先形成。钢中的残余Cu和P之所以能显著增加钢的辐照脆化敏感性，估计与在辐照作用下钢中Cu和P的析出形成沉淀团有关。此外SA533B(P含量0.005%)钢板分别在290℃下回火、在300~550℃持久时效发现，在奥氏体晶界有大量的P析出，从而造成钢板韧性的恶化。因此有的核电压力容器用钢补充规范要求含量低于0.012%。
（9）S元素
S易在钢中晶界处形成偏聚和形成硫化物，硫化物熔点较低，会降低了钢的冲击韧性，影响钢的焊接性能。有实验证实，在A533B和A508-Ⅲ中S含量越高，疲劳裂纹增长速度越快。同P一样，S也有加速辐照脆化的倾向，因此RPV钢要求把S限制在0.015%以下。
（10）残余元素As，Sn，Sb
残余元素一方面增加钢的回火脆性，另一方面也增加辐照脆性。Hathorne曾指出,在高温阶段残余元素对辐照脆化有显著影响，当温度低于149℃进行辐照时，影响不大。这可能与低温辐照时，基体中的组织影响大于成分影响；而高温辐照时成分影响大于组织影响有关。所以综合以上因素，对RPV钢要求P+S+As+Sn+10Sb<0.04%[5]。
（11）气体N，H，O
它们对钢的性能均有害，增加辐照脆化效应，核容器钢希望把它们的含量降低到最低水平。N与C一样会形成间隙固溶体，有固溶强化的效果，所以对辐
照很敏感。
需要强调的是：以上各个合金元素会相互作用，并最终影响到RPV材料的力学性能。最近的研究发现在含有和不含Ni、Mn元素的Fe-Cu二元合金中，在高的辐照剂量作用下，含Ni、Mn元素的合金脆化加剧，且会达到某一个更高的脆化饱和值，不含Ni，Mn元素的合金脆化程度较低。这估计是Ni，Mn也有辐照析出现象，只不过比Cu滞后而已，且在高剂量的辐照下才会析出沉淀。
总之，综合冷、热态性能要求及辐照脆化对元素的要求，一方面要调整钢的合金成分含量，另一方面要从工艺上尽量降低钢的杂质元素含量，严格控制合金元素含量以及残余元素、气体含量,提高钢的纯净度，改善性能。
4.2核反应堆压力容器用钢性能要求
RPV大型锻件因其使用条件和结构特点决定了其所用的材料必须满足以下要求：
(1)在室温和工作温度下具有合适的强度和高韧性及尽可能低的脆性转变温度(TNDT)；
(2)在反应堆幅照条件下应具有良好的抗辐照脆化敏感性；
(3)具有良好的可焊性和冷，热加工性；
(4)在工作温度下具有最大的组织稳定性；
(5)有足够的大截面淬透性和厚断面组织性能均匀性；
(6)应具有高的疲劳强度
(7)合理的经济性。
为了增加反应堆压力容器运行的安全可靠性，从国外标准可以看出，RPV用钢对力学性能的要求除了保证一定的室温和高温强度、塑性外，主要在冲击韧性和落锤试验方面，而且各国对取样部位都有严格的规定。如美国ASME规定，试样取自锻件两端的1/4TxT处(T为锻件热处理的最大厚度)；法国RCC-M规定，试样取自水口端内的1/4TxT处；德国KWU规定，在距端部80mmx80mm处取样。要求纵向、切向甚至径向进行夏氏V型缺口冲击，还要求系列温度的冲击试验，确定钢材上下平台能量，测定冲击断口百分比和侧膨胀量。要求进行落锤试验(测TNDT)，求出参考无延性转变温度(RTNDT)表1列出了几种典型反应堆压力容器用钢的力学性能要求。可以看出，我国的S271钢、德国的20MnMoNi55
钢、法国的16MND5钢、日本的SFVV3钢与美国的SA508Gr3钢性能要求基本相当，但日本的SFVV3钢在低温韧性上要求更高。而美国SA508Gr4N钢在强度、低温韧性方面都优于SA508Gr3钢及其它同级钢种。
表1 核反应堆压力容器用钢的性能要求
5核反应堆压力容器用钢的生产工艺
5.1. RPV钢冶炼新工艺
世界上制造RPV所生产过的最大环形锻件重达320t，需要用一个重达500t钢锭锻成。为保证钢锭质量应该采用新的炼钢技术。这种钢锭是用从转炉出来的钢水或用精选的废钢炼成的钢水，再经电炉和钢包精炼，然后在真空或惰性气体保护下。在某些情况下，还将控制化学成分的几炉钢水通过中间包多次倒浇，避免所制钢锭产生偏析。
目前就炼钢和铸锭工艺而言，主要有如图1所示的几种工艺路线：
①精料 电弧炉(EF)炼钢 钢包精炼(LRF) 真空铸枕(下注法或炉底吹氩)
② 精料 EF LRF—MP
真空铸锭
⑧ 精料 碱性平炉真空碳脱氧(VCD) 第一次氧气顶吹转炉
(LD) 第二次LD 炉外精炼(LF)或真空循环脱氧(RH) LRF
真空铸锭
④ 精料 碱性平炉(AOHF)或VCD—+EF LRF 真空铸锭
MP
(当LRF钢水不足时，加EF钢水合浇)
⑤ 精料 EF 自耗电极棒 电渣重溶(ESR)钢锭
图1 生产RPV大型钢锭的几种工艺路线
①和②两种工艺是日本制钢厂等采用的工艺路线，当EF或LRF的容量达不到要求时，则采用多炉合烧工艺(MP)。工艺③是日本川畸钢厂采用的路线。用④⑤工艺生产大钢锭对我国目前来说是比较现实的。
铸锭工艺除了目前普遍采用的实心铸锭工艺外，为了改善钢锭内部质量及均匀性，提高钢锭的利用率，中空(或空心)铸锭工艺不仅受到各国的重视而且已经在实际生产中应用。
总之，炼钢技术的不断发展为保证RPV钢的高质量起了重要作用。
5.2RPV锻件的锻造工艺
SA508c1.3钢及类似钢种的锻造温度在800~1200℃，钢锭经反复墩粗、拔长后锻比应大于1.5。
锻造成形工艺分为三种类型:第一种大型环类锻件，通常进行拔长、墩粗、冲孔、扩孔多第二种球面封头，先锻造板坯后球面成形，第三种厚截面管板，主要是墩粗。
大型锻件锻造的另一个关键问题是当锻件尺寸超过水压机立柱间距尺寸时应采用机外(或称体外)锻压技术。即利用水压机的能量，而将锻件放在水压机立柱之外，通过传力机构进行锻压或冲压成形，因而排除了水压机立柱间距大小的限制。这种工艺方法已经用于生产实践
5.3RPV锻件的热处理
为提高成分均匀性、降低偏析，调整和细化(锻后)组织，以及进一步降低钢中氢含量以防止残余的氢在偏析区诱发裂纹，反应堆压力容器用钢在性能热处理前应首先进行预备热处理。反应堆压力容器用钢一般采用正火十回火的预备热处理工艺。中国645-3钢采用的预备热处理工艺是三次等温起伏正火(890士10℃)+长时间高温回火(640士10℃)。美国SA508Gr3钢及德国、法国、日本同级钢种的预备热处理工艺也采用多次正火(870~960℃)+长时间高温回火(640~700℃)的预备热处理工艺[6]。
调质热处理是保证核电大锻件性能的关键环节之一，最重要的问题是奥氏体
化温度和淬火时的冷却速度。大型锻件在淬火时要通过大容量强制搅拌循环水槽淬火，从而获得最大的淬火冷却速度以达到大断面心部淬透，和确定给定淬火温度下最佳回火参数P、T值。用此参数回火，可获得综合性能的最佳配合即提高材料的塑性和韧性，获得尽可能低的TNDT等。
根据A508-3钢连续冷却转变曲线，钢的基体组织是贝氏体冷却速度不足时会出现铁素体，从综合性能要求出发，应快速淬火，尽量避免产生铁素体。淬火冷却速度提高时，冲击功明显提高。
大量试验结果证明，淬火温度对钢的冲击参量Ak、MLE和硬度均有显著的影响，当淬火温度由750℃变化到1100℃时，Ak和MLE值随淬火温度的变化情况大体相同。淬火温度低于850℃时，Ak和MLE均很低，在860~900℃温度区间上升较快;在900~1000℃的区间达到最大值[2]。
目前生产中SA508-3钢采用的淬火温度均在870~900℃左右。采取措施加大淬火时的冷却速度(250℃/min)，从而取得细小贝氏体组织，且上贝氏体含量小于40%。
在实际生产中，选择回火参数时，既要根据钢的化学成分，又要结合淬火时的冷却速度，原则上从既要保证一定的强度范围，又要尽可能高的韧性的目的出发，来确定必要的回火参数。回火温度用的较多的是650~670℃，回火时间要根据锻件截面厚度计算而定。
6核电站压力容器大锻件制造及应用现状
随着核电技术的进步(如第3代压水堆核电站AP1000)，核压力容器构件在尺寸不断加大的同时，性能要求也在不断提升，对核压力容器的制造提出了严峻的挑战。材料技术是核压力容器制造的关键技术。虽然我国生产SA508Gr3钢已多年，但在AP1000蒸汽发生器和管板等锻件的制造上仍然面临很大的技术挑战。近年，我国骨干重型机械制造厂均进行了针对核电站大锻件生产的大规模技术改造，中国一重、中国二重和上海电气集团等企业的生产装备能力和装备水平均处于世界先进水平，在硬件上我国已经处于领先地位。国外反应堆压力容器大锻件制造商主要有日本制钢所、法国克鲁索公司、韩国斗山重工等，其中JSW在大锻件整体技术方面处于遥遥领先地位，法国克鲁索公司拥有空心钢锭制造技术，斗山重工的大锻件制造技术近年进步极快。
SA508Gr3钢目前仍是各国(除俄罗斯外)核电站压力容器建设的首选和通用材料，美国从1967年开始建造的69座压水堆核电站压力容器基本都采用SA508Gr3钢，欧洲的核电站建设也基本上采用SA508Gr3钢。但随着反应堆压力容器向大型化和一体化方向发展，SA508Gr3钢难以保证特厚截面上的组织均匀性和性能稳定性。在此情况下，具有更高强韧性和淬透性的SA508 Gr4 N钢将可能逐步代替SA508Gr3钢而获得工程应用，对SA508Gr4N钢的应用研究和数据积累工作正在进行中。
7结语
随着能源的紧缺，核电己经受到世界各国的重视并大力发展，核电的发展可以带动相关产业的跟进，在日前的金融危机中，建设核电站尤为重要。在核电站的各类堆型中，快堆最有潜力，日前己有国家投入试验阶段，这种堆型可以节约原料，提高有限的U235的利用率，但是由于压水堆所用原料与国防安全的核工业有着密切的联系，所以在近期内压水堆将仍然是核电的主要堆型。随着我国引进第二代压水堆技术AP1000国内地也开始建设核电站，我国将会迎来核电研发的高峰期，作为核电站一级承压设备的压力容器用钢，必将会有更加深入的研究SA508Gr3钢是目前核压力容器制造的通用选择，以JSW为代表的国外核压力容器制造企业已掌握SA508Gr3钢大锻件的制造技术，我国基本上掌握了SA508Gr3钢大锻件的制造技术，但与国外先进水平相比还存在较大差距，需要继续努力。只有对相关问题的深入研究，才能为我国核电产业的完全自主化打下基础，只有对前瞻性问题的试探研究，才能为以后核电产业走向世界提供保障。
参考文献
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