300Mw 核反应堆压力容器主焊缝窄间隙丝极埋弧自动焊.doc

300Mw核反应堆压力容器主焊缝窄间隙丝极埋弧自动焊技术进行300MW桩反应堆压力壳环焊缝的焊接。国产焊接材H10Mn2NiMoA603HR首次应用在核压力壳产品上。各种性能指标均达到设计要求，并且达到或超过我公司为巴基斯坦生产的核压力壳是压水堆核电站核岛主设备中最关键的设备。它盛装着放射性核燃料U235和堆内构件及作为载热剂和慢化剂的高纯水，同时承受着堆顶的驱动机构和其它附件的重量。它也是核岛一回路系统的冷却剂压力边界，又起着第二道安全屏障的重要作用。运行中它长期承受着高温、高压和中子辐照等作用，材料易产生脆化。因此，核压力壳环焊缝焊接质量引起人们的极大重视。为保证整座核反应堆安全可靠地运行针对508钢的特点在北京钢铁研究总院与一重集团公司的共同努力下，经过几年的艰苦工作，终于研制出核压力壳环焊缝窄间隙焊接材料H10Mn2NiMoA焊丝、603HR焊剂，并从试验阶段走向产品生产阶段。最终在核压力壳产品上采用国产焊接材辩，应用先进的窄闻隙焊接技术，成功地焊接了棱压力壳环焊缝，各项技术性能标均符合设计要求。1压力壳结构与材料1.1 压力壳结构桉反应堆压力壳母材为508一钢，总体为锻焊结构，如图l所示。它主要由顶盖、接管段、筒身及底封头等组成1.2 母材核压力壳主体材料为508一钢，其化学成分和力学性能分别见表1、表2和表3。1.3 焊接材料核反应堆压力壳环焊缝完全采用国产焊接材料H10Mn2NiMoA603HR，其熔敷金属的力学性能和化学成分见表234表1化学成分元素CSPSMnNi熔炼0.170.151.20 0.605析023030001200151S009C产品017015001200151l2O57舟析02303015E09：元素CrCuMoVAlCo熔炼02000504500100O咂5析O60产品02500504000100002舟折O60元素SnAssbB熔炼00100010铷0025ppm分拆产品0010001000025ppm分析表2拉伸性能寒 规定值室 息l350屈服强度2MPa345l345抗拉强度MPa550725J505延仲卓18i16断面收绾辜50f45表3冲击性能试验规定值肺名称一+一20夏比吸收热量f十射值34Cv(J)平均值1416B冲击徊向膨胀量(衄)i090i落锤，不断裂，不断裂*堆芯焊整为一20，其它部位焊缝为一l0表4熔敷金属化学成分元素CSiMnPS焊墼00802514000120015014200熔敷金属01201010000120015，040200元素NiCrMoCoCu焊丝0，5O4010503008o002005培敷金属，050020040002005100070元素VSnsbAsB焊丝002i5ppm培敷盘祷OO5O01cO002OO1O0O02焊接材料中合金元素分析各种台金元素对低台金钢焊缝组织和性能的影响是一种十分复杂的过程。针对母材508一钢确定出焊接材料中台金元素的台理匹配，是保证获得优质焊接接头的先决条件。2.1 碳含量碳对钢焊接性的影响首先表现在显著地提高了焊缝热影响区的硬度峰值。碳含量过高影响锕的可焊性但由于C是主要的强化元素，其值太低必然导致焊缝强度下降。为解决这一矛盾通常在控制C含量012的条件下采用多组元台金系统。从表4中可以看出，焊丝中的C含量与熔敷金属中C含量差别较大，分析有以下几个原因：焊接过程中C的烧损较大；消除了母材稀释的影响；焊剂对C含量无影响。2.2 Si含量Si也是主要的强化元素之一。从表4中可以看出Si含量满足技术要求，含量适中。si的含量处理不当超出范围将增加焊接缺陷。2.3 Mn含量Mn是影响焊缝质量的重要元素之一。Mn除了可提高焊缝金属的强度外，还具有良好的脱氧能力，可消除S的有害作用、提高焊缝冲击韧性、降低脆性等。另外，提高焊缝金属中的Mrds比(50)对含c47时对材料的综合性能是有利的。2.4 P、S含量P、S对焊接属于有害杂质，易产生焊接缺陷，而且使无延性转变温度Tr向高温方向移动，降低焊缝金属韧性。为可靠地防止焊接高温裂纹的形成焊缝金属的S、P含量限制在0.025以下是十分必要的。2.5 Ni、Mo含量焊缝金属含Ni、Mo可以细化晶粒，提高锕的强度和抗回火脆性的能力。但根据近来研究发现，Ni的含量过高对焊缝金属抗中子辐照性能有不良的影响。2.6 Cu、Sn、Sb、As含量Cu、Sn、Sb、sA对焊缝金属的蠕变特性和再热裂纹倾向产生很大的有害影响，这是因为这些元素被界面吸收后会显著地提高空穴成核速度。另外，cu又是影响辐照脆化的元素。因此，这些元素均应严格控制。2.7 603HR焊剂603HR焊剂属高碱度(B=28)烧结型焊剂，主要用于核压力壳环焊缝窄坡口的焊接。优秀的焊道成型、易脱渣以及不向熔敷金属中渗透Si、P、S等元素是窄间隙焊接用焊剂的必备条件。另外，还要求渣的形状毹使渣侧面和坡口内表面的接触面积小。为改善焊道成型和坡口内表面的脱渣性，渣凝固后的收缩量要大。603HR焊剂完全具备上述条件。综上所述，H10Mn2NLMoA焊丝中台金元素含量与母材相对应各元素匹配比较合理，与603HR焊剂匹配使用各项技术指标满足设计要求。3试验及评定3.1试验508I1钢属低合金高强度钢，是世界各国用于核电设备制造的成熟钢种。虽然我公司对该钢种进行多年的试验研究，但从没有应用在核电产品的制造上尤其是与其匹配的国产焊接材料一同使用尚属首次。焊接材料与母材508一I1钢在核电站的设计、建造中占有同等重要的位置，它关系到核电站建设的可行性、经济性和安全性。只有具备了本体材料和焊接材料的可靠鼓据，完全掌握了焊接工艺规范，才能进行核压力壳的制造所以在正式投产之前我们严格按照(反应堆压力容器焊接技术条件)及相关标准进行了大量的试验研究及焊接工艺性试验，试验方法如下。(1)借鉴法充分利用自我经验，借鉴为军工生产多台核反应堆压力壳和为石油化工工业制造锻焊结构热壁加氢反应器所积累的锻焊厚壁容器深坡口窄间隙埋弧自动焊的经验，并借鉴了1983年进行的508一钢冶炼、锻造、焊接、无损探伤、理化检验等方面的科学研究成果。(2)对比法用国外焊接材料进行焊接工艺试验以取得经验，用国产焊接材料进行焊接工艺试验与之对比，以保证国产焊接材料各项技术指标同于或超过国外焊接材料。(3)联合吱关利用科研院、所技术理论雄厚的优势，结台我公司实际设备生产能力，联合攻克技术难关。通过大量的试验工作积累了大量的可靠数据和经验，在此基础上又进行了模拟产品焊接试验工作。依据产品两种不同的坡口型式分别进行试验，获得了令人满意的结果，为核压力壳的生产奠定了坚实的基础。3.2 焊接工艺评定在前期508钢和H10Mn2NiMoA-603HR焊接材料焊接性能试验的基础上，在产品施焊之前进行了焊接工艺评定，拟定了焊接工艺指导书。根据(安全I级设备焊接工艺评定的规定施焊试板，检验试件和试样，测定焊接接头是否具有所要求的