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核电站稳压器设备安全端焊接技术

文档作者：刘全印文档来源：中核集团西安核设备有限公司		点击数：	更新时间： 2021年07月07日
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核电站稳压器设备安全端焊接技术
刘全印
(中核集团西安核设备有限公司，陕西西安710021)
摘要：安全端为核电站稳压器、蒸汽发生器等设备上的一种异种钢焊接结构，为保证核电站的安全
运行，对安全端的焊接质量要求很高，其焊接工艺难度大。对稳压器设备上安全端的坡口设计、焊
接材料的选择、母材性能参数及焊接工艺等进行了介绍，通过焊接评定试验对其焊接工艺参数进行
研究总结，并成功进行产品安全端焊缝的焊接。
关键词：核电站；安全端；焊接
中图分类号：TG457 文献标识码：B 文章编号：1001—4837(2009}06～0034一o4
doi：10．3969／j．issn．1001—4837．2009．06．008
W elding Technology for Safety End of Pressurizer
f0r Nuclear Power Plant
LIU Quan——yin
(Xi an Nuclear Equipment Co．，Ltd。，China National Nuclear Corporation，Xi an 710021，China)
Abstract：The safety end of pressurizer and steam generator used for nuclear power plant is a dissimilar
steel weld structure，in order to ensure the safety operation of nuclear power plant，there is strict require—
ment in terms of welding quality of safety end．It is difficult to meet the requirement of welding procedure．
This paper presents the groove design，selection of welding material，base metal perform ance and
welding procedure used for safety end of pressurizer，and summarizes the welding process parameter
through welding perform ance qualification SO as to guarantee the quality of the welding on safety end of
the product．
Key words：nuclear power plant；safety end；welding
1 前言
核电站核岛内的大型容器，如反应堆压力容器、
蒸汽发生器和稳压器等设备的壳体一般由专用的低
合金钢制成，而和核容器连接的各种管道大多为奥
氏体不锈钢，因此就有奥氏体钢与低合金钢的焊接，
异种钢焊缝的组织复杂，焊接难度也较大。
为保证核电设备的质量，异种钢一般在设备制
· 34 ·
造厂施焊。制造厂先在壳体(或管座)上焊上一段
不锈钢管(即核电设备的“安全端”)，现场安装时再
将安全端与不锈钢管道焊接，这样，现场就只有奥氏
体不锈钢之间的焊接。
根据核设备安全等级和结构设计，安全端可采
用不同的焊接形式(常用的两种形式见图1)，连接
处坡口形式，根据壳体、接管的厚度和直径确定，低
合金钢侧坡口面，可事先进行预堆隔离层后再与不
锈钢焊接，也可直接将不锈钢安全端焊接起来。
第26卷第6期 压 力 容 器 总第199期
(b) 插入式
图1 安全端的结构形式
某核电站扩建工程(2×600 MW)用稳压器为
一个立式圆筒形高温(360℃)、高压(17．2 MPa)锻
焊容器，基材为16MND5(法国牌号，相当于ASME
牌号SA508一m)锻件，设备内径02112 mm，壁厚
115 mm，内壁(包括接管管座)堆焊6 mm不锈钢，
设备总高12103 mm，总重约81 t。设备安全等级为
核一级(最高级)，RCC—M规范等级为一级。
在设备的上封头有4个阀门接管嘴组件和1个
喷雾接管嘴组件，下封头有1个波动接管嘴组件。
管座材料均为16MND5，安全端材料均为Z2CND18
— 12控氮不锈钢(法国牌号)，属典型的安全端异种
钢焊接结构。
2 安全端的焊接
稳压器是核电站反应堆冷却剂系统的关键设备
之一，通过底部波动管座与主管道相连，其作用是调
节反应堆一回路主系统冷却剂工作压力，防止一回
路主系统及设备超压或反应堆内冷却剂压力过低而
出现容积沸腾现象，避免堆芯燃料元件棒过热烧毁
的事故。而安全端为设备的压力边界，是核电厂运
行的第二道安全屏障，所以对焊接质量要求极为严
格，而该处的异种钢焊接结构，又增加了焊接难度。
根据产品结构，在焊接前依据法国RCC—M《压水堆
核岛机械设备设计和建造规则》规范和产品技术条
件进行焊接工艺评定，若工艺评定合格，则将用于产
品的焊接。
2．1 坡口形式的选择
焊接坡口形式依连接处的厚度和直径选择单边
或双面坡口，根据产品结构及技术条件，承制的稳压
器设备所有接管嘴安全端的结构均为预堆边结构
(如图2所示)。
16MND5低合金钢 Z2CND18—12控氮不锈钢
图2 焊接工艺评定坡口形式
2．2 焊接方法的选择
为减少母材对焊缝的稀释，采用较小焊接电流，
较快焊接速度的手工电弧焊进行预堆边堆焊。后续
与安全端的焊接也采用手工电弧焊。
2．3 焊接材料的选择
采用预堆边结构，有两类焊材可供选择：cr—
Ni不锈钢焊材，如309L+308L；Inconel类镍基焊
材，如ENiCrFe一3。
选用cr—Ni的不锈钢焊材，常在铁素体侧焊缝
熔合区会出现淬硬层，并伴有碳的扩散迁移；并且奥
氏体焊缝与铁素体钢母材的膨胀系数差别较大，经
受热循环时会产生较大热应力等⋯ 。对于在高温
高压、工作条件苛刻的情况下，应选用线膨胀系数介
于奥氏体钢与铁素体钢之间的Inconel类镍基焊材。
早期安全端的焊接多采用不锈钢焊材，20世纪9O
年代后期基本都选择镍基焊材。
依据产品技术条件的要求，选定的镍基焊材是
瑞典SANDVIK公司生产的Sanicro 71镍基焊条(相
当于AWS A5．1l ENiCrFe一3)，但和ASME标准的
ENiCrFe一3不同，主要是降低了碳含量，提高了铬
含量，以提高其耐晶间腐蚀性能。焊条的力学性能
及化学成分指标见表1，2。
2．4 评定试板母材的成分及性能
16MnD5锻件属于Mn—Ni—Mo类型的低合金
钢，是法国核电站一级设备专用材料，其高温强度和
疲劳强度较高，低温特性好，锻件在正火+回火状态
． ．
核电站稳压器设备安全端焊接技术 Vo126．N06 2009
AK (J) 焊缝纵向拉伸(常温) 焊缝纵向拉伸
(常温) (360℃)
R R H1 2 A％ R R H】2
≥79 (MPa) (MPa) (5d) (MPa) (MPa)
≥620 ≥ 390 ≥ 35 575 350
注：除360℃指标外，其余为质保书值。
下使用。力学性能及化学成分见表3，4。
焊接工艺评定用材料为与产品锻件同炉批号的
锻板，评定模拟产品的实际情况。由于产品上管嘴
内壁堆焊有不锈钢堆焊层，故在评定用24 mm厚
16MnD5锻板的一面上也有不锈钢堆焊层，并已加
工到6 mm，试板的总厚度为30 mm(见图2)。
表2 Sanicro 71焊条的化学成分 f％
元素l C l si I Mn l P I S l cr l Ni l cu
含量l≤0．05 I≤0．50 I 4．0—6．0 I≤0．02 l≤0．01 l 18．0～22．0 l／>67．0{≤0．2 l≤2．0 I 2．0～2．5 l≤0．05 1≤4
A v(J) 拉伸试验(常温) 拉伸试验(360℃) R 叩
0℃ 常温 ～20℃ R (MPa) 冈2(MPa) 4％(5d) R (MP丑) 月 2(MPa) (cc)
个别最小40， 个别最小28，
最小平均56 最小72 552—670 ≥400 最小平均40 ≥2O ≥510 ≥300 ≤一12
元素 C Si Mn P S Cr Ni Cu Mo V Co Al
含量 ≤0 0．10～ 1．15～ 0．50～ 0．45一
． 22 0 ≤0．012 ≤ O．Ol2 ≤O．25 ≤O．1O ≤0．01 ≤0．08 ≤0．04
． 30 1．60 0．80 O．55
代表不锈钢安全端的试板材料牌号为
Z2CND18—12(控氮)，厚度为30 mm，其含Cr量约
为18％ ，含Ni量约为12％ ，约2．5％ 的Mo，近似
316L不锈钢。控氮不锈钢一般在钢中加入约
0．05％ 一0．08％ 的N(N为强的奥氏体化元素)，不
锈钢中加入N可以适量降低Ni元素的含量，另外，
N的加入可以形成固溶强化作用，而且加入N后可
提高材料的耐晶问腐蚀性能、耐点蚀及缝隙腐蚀性
能。接管安全端Z2CND18—12(控N)材料力学性
能及化学成分分别见表5，6。
Axv(常温) 焊缝纵向拉伸( }温) 焊缝纵向拉伸
(J)(横向) (360℃)
R R尸o 2 A％ R m
． 2
(MPa) (MPa) (5d) (MPa) (MPa)
≥6O
≥45
／>520 >／220 (纵向) >／455 ≥145
元素 C Si Mn P S Cr Ni Cu Mo N Co B
含量 ≤0 17．0～ l1．50～ 2．25～
． 035 ≤ 1．00 ≤2．00 ≤0．03 ≤0．015 18 ≤1．00 ≤0．08 ≤O．20 ≤0．0ol5
． 20 12．50 2．75
2．5 焊接买施
焊前清理坡口表面的油，锈氧化物等影响焊接
质量的污物，frr检查坡口合格，预热到≥125℃ ，用
Sanicro 71进行堆焊预堆边，堆焊电流90～120 A，
堆至厚度约10 1TIITI，做中间消应力处理；热处理后加
工堆焊层，保留8 mm厚度隔离层并加工出坡口，
，UT检查合格后，再用Sanicro 71焊条与
Z2CND18—12(控N)不锈钢焊接，层温控制在≤100
℃ ，多层多道焊满，PT，RT检查合格后进行消应力
· 36 ·
热处理。
3 性能试验
按RCC规范及产品技术条件进行性能试验，结
果如下。
3．1 拉伸试验及弯曲试验
横向拉伸试验，两个全厚度试样，试样应涉及到
两种母材、隔离层和连接焊缝，要求R >I520 MPa；
第26卷第6期 压 力 容 器 总第199期
熔敷金属纵向拉伸试样，一个室温，要求R ≥550
MPa，另一个360℃高温拉伸，要求R瑚2≥190 MPa
(见表7)；截取两个面弯、背弯和两个侧弯试样进行
弯曲试验，结果合格(见表8)。
接头横向
拉伸 焊缝纵向拉伸({ 温) 焊缝纵向拉伸(360℃)
(常温)
m R 2 A％ R尸0 2 A(％ )
(MPa) (MPa) (MPa) (5d) (％) (MPa) (MPa) (56) (％)
605，605 720 450 40 53 610 380 39 50
表8 弯曲试验结果
试验 试样 试样 弯轴 弯曲 试验
类型 厚度 宽度 直径 角度 结果 备注
(mm) (mm) (ram) (。)
面弯， 30 35 120 l8O 合格 面、背弯
背弯 各2个
侧弯 10 30 40 180 合格 侧弯2个
3．2 AKv冲击试验
在室温下进行，对16MnD5母材和镍基焊缝，各
取两组冲击试样，一组取在上表面，一组取在根部；
在不锈钢和16MnD5的热影响区，各取两组试样，不
锈钢HAZ在表面和根部各取一组，缺口位于熔合线
上，16MnD5热影响区，一组缺口底部距熔合线1
mm，另一组缺口底部距熔合线4 mm；试样尺寸均为
标准10 mm x 10 mm×55 mm，要求4Kv单个保证值
I>60 J，结果见表9。
3．3 硬度试验
为检测热处理后母材、焊缝及热影响区性能的
变化，根据RCC—M规范，进行硬度试验，硬度检测
线涉及到两种母材、隔离层和连接焊缝，要求HVIO
~<320，结果全部满足要求。
3．4 化学成分检测
化学分析试样应在无母材稀释的熔敷金属中心
区域取得，要求结果应满足镍基焊材ENiCrFe一3熔
敷金属化学成分的规定，结果见表1O。
缺口 焊缝 不锈钢HAZ区 16MnD5 HAZ区(1 mm) 16MnD5 HAZ区(4mm) 母材
位置 表面 根部 表面 根部 表面 根部 表面 根部 表面 根部
冲击功 120．116． 130，133， 112，127， 142，143， 250，240， 210，280， 238，243， 230，186， 202，236， 195，210，
(J) 123 l30 131 138 253 215 220 238 228 227
元素 C Si Mn P S Cr Ni Cu Mo Ti Nb Co N Fe
含量 0．025 0．50 5．67 0．006 0．005 l8．9l 余量 0．028 1．23 0．06 2．28 0．017 0．041 3．82
3．5 金相检测
宏观检测：无裂纹、未焊透、熔敷金属与母材问
无未熔合；无焊道间的未熔合及超标的气孑L。
微观检测：无显微裂纹及影响接头性能的脆性
夹杂物等缺陷。
4 结论
在工艺评定合格的基础上，进行了产品安全端
的焊接，结果一次检测合格。以相同焊接工艺参数
所焊接的见证件，无损探伤，力学性能也一次合格。
证明所选焊接工艺参数是可靠的。
选择镍基焊材可防止碳的扩散迁移和减少焊接
应力，比采用不锈钢焊材更容易保证焊接质量，接头
性能更容易达到要求。
我国目前正处在核电建设的快速发展时期，安
全端结构的焊接成功，为该项技术的推广应用奠定
了基础。
参考文献：
[1] 周振丰，张文钺．焊接冶金与金属焊接性(第2版)
[M]．北京：机械工业出版社，1987．
[2] RCC—M．压水堆核岛机械设备设计和建造规范[s]．
收稿日期：2009—01一l9 修稿日期：2009—04—27
作者简介：刘全印(1971一)，男，高级工程师，焊接责任工程
师，主要从事三类压力容器、核电站核岛设备的焊接工艺研
究，通讯地址：710021陕西西安市北郊徐家湾中核集团西安
核设备有限公司技术部。 。

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