太钢造出第四代核电机组核心部件支撑环
从太原钢铁集团获悉，太钢采用高纯净不锈钢材料打造的世界直径最大、重量最大的无焊缝整体不锈钢环形锻件研制成功，将用于制作我国首个第四代核电机组——福建霞浦60万千瓦快中子反应堆示范堆核心部件支撑环。
快堆是我国核能发展“热堆—快堆—聚变堆”战略路线“三步走”中的第二步，属于世界上第四代先进核能系统的首选堆型，可大幅提升核燃料的资源利用率。作为整个堆容器的“脊梁”，该巨型环形锻件直径15.6米，重达150吨，要求结构上能承受7000吨重量，耐受650℃高温，并且连续运行四十年。
以往，国内外此类巨型锻件均采用多段小坯组焊方式制造，焊缝位置的材料组织性能薄弱，给核电机组运行埋下安全隐患。中科院金属所首创“以小制大”工艺路线，以58块高纯净不锈钢连铸板坯叠加锻造制作该环件所需百吨级原始坯料，解决了传统“以大制大”工艺上钢锭凝固过程所固有的冶金缺陷问题。
苛刻的使用条件和全新的加工工艺对所需连铸坯的化学成分及其均匀性提出了前所未有的挑战。太钢与中国原子能科学研究院、中国科学院金属研究所联手研发，全方位开展技术攻关，通过对冶炼和连铸工艺的突破，材料的耐高温、耐腐蚀性能，钢质纯净度，内部组织均匀性，尺寸精度等指标达到了全新高度，掌握了快堆关键设备用不锈钢板、连铸坯、电渣锭等系列产品的制造技术，并具备了批量生产能力，有力支持了这一“世界之最”的成功研制。
快堆是我国核能发展“热堆—快堆—聚变堆”战略路线“三步走”中的第二步，属于世界上第四代先进核能系统的首选堆型，可大幅提升核燃料的资源利用率。作为整个堆容器的“脊梁”，该巨型环形锻件直径15.6米，重达150吨，要求结构上能承受7000吨重量，耐受650℃高温，并且连续运行四十年。
以往，国内外此类巨型锻件均采用多段小坯组焊方式制造，焊缝位置的材料组织性能薄弱，给核电机组运行埋下安全隐患。中科院金属所首创“以小制大”工艺路线，以58块高纯净不锈钢连铸板坯叠加锻造制作该环件所需百吨级原始坯料，解决了传统“以大制大”工艺上钢锭凝固过程所固有的冶金缺陷问题。
苛刻的使用条件和全新的加工工艺对所需连铸坯的化学成分及其均匀性提出了前所未有的挑战。太钢与中国原子能科学研究院、中国科学院金属研究所联手研发，全方位开展技术攻关，通过对冶炼和连铸工艺的突破，材料的耐高温、耐腐蚀性能，钢质纯净度，内部组织均匀性，尺寸精度等指标达到了全新高度，掌握了快堆关键设备用不锈钢板、连铸坯、电渣锭等系列产品的制造技术，并具备了批量生产能力，有力支持了这一“世界之最”的成功研制。
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