核电站金属质量控制及检验（精编版）

1、核电站金属质量控制及检验1现场金属质量控制母材（1） 进场验收与相关处做好分工，明确各自的工作范围与责任（最好在程序和会议纪要中规定）。 mqc 在原材料进场验收过程主要是做好质量证明文件的审查与外观质量检查两项工作。审查质量证明文件包括审查其数量与质量。根据采购文件的要求，检查质量证明文件是否齐全（如：合格证书、相关报告：nde 、热处理、化学成分分析、力学性能等）。同时还要检查文件的质量：包括文件清晰可辨、报告中的参考标准符合采购技术要求、报告结果合格（要特别注意对数据的核实，不能单看结果评价）、报告有效（编、审、批）、格式符合要求。外观主要看是否有划伤、凹坑、腐蚀等不可接受的情况。（2）

2、 复验根据上游设计文件与标准，与相关处确定哪些原材料需复验，复验哪些项目。同时，要求承包单位编写相关的程序文件，并对其进行审批。注意：复验试样取样的要求，特别是轧制板材、 抗层状撕裂的厚板有z 向（厚度方向） 性能要求， 其拉伸、冲击试样（缺口）与轧制方向密切相关。 如：b.t.s.3.06安全壳钢衬里抗层状撕裂钢板技术条件4.4 节要求 “夏比（v 型缺口） 冲击试验用试样的轴线应垂直于钢板的轧制方向” （3） 储存1) 标识：主要材料要求每块均要标识， 标识在统一规定的明显位置 （如右上角）、标识要规整、清晰。2) 存储条件： 对有特殊储存要求的材料应特别重视。核岛土建项目主要是水池不锈钢

3、衬里用材，其存储条件需达到2 级库的要求。（岭澳二期水池不锈钢材料储存事件）1.7.2 焊接材料（1） 进场验收焊接材料的进场验主要从包装完整性、标识（牌号、批号）、有效期、焊材外观（直径、长度、偏心度、引弧剂、药皮颜色）、药皮附着性能等对实物进行检查。质量证明文件的审查与原材料相同。（特别注意：焊条是否有药皮碱度与扩散氢含量的要求）（2） 复验（核级焊材还要求评定）对核级焊材的复验，rcc-m 有明确规定。特别注意：试样的各项尺寸规定、对母材牌号的要求（使用与焊材化学成分相当的钢种，否则先堆焊至少3 层），- 10 -是否需做热处理。对于焊材复验的焊缝是否做nde ，标准虽没有硬性规定，但建

4、议做，一方面可避开缺陷区取样，另一方面可获知焊材的焊接工艺性能与产生缺陷的倾向（岭澳二期曾有一批co2 焊丝复验焊缝出现大量气孔，产生缺陷的倾向很大，作退货处理）。（3） 储存焊接材料的保管有严格要求。核级材料要求建立焊材库（分1、 2 级），对温湿度有严格要求，安排经专门培训的人员管理。（4） 烘干与发放管理1) 烘干室可设在2 级库，对温湿度有严格要求。2) 安排经专门培训的管理员。 不同焊材需分箱烘干与存放， 并用明显标牌标识。3) 发放与回收要登记建册。1.7.3 焊接工艺评定审查工艺规程（根据标准关注所有技术要点） 监督评定件焊接（严格按规程焊接并记录） 跟踪后续无损检验与理化试验审

5、查关闭报告1焊接过程（1） 先决条件准备：1）检查内容：先决条件准备情况，包括焊材验收与烘干、气体、焊接工艺评定、焊工资质、焊接工艺卡和焊接数据包、相关焊接工作程序、焊接工器具（焊机、热处理机、 烘干箱、氩气表等及其计量校验情况）等。焊接前应检查工件母材、焊材与焊接工艺卡是否一致。焊机应具有高频引弧、提前送气和延迟停气等功能。焊机的接地线应接在距离焊缝尽可能近的位置，导电回路应避开阀门。焊接、预热、热处理阀门焊口时，阀门必须在开启状态。（2） 工作条件与环境条件：1） 检查内容：工作条件与环境条件，包括温度、湿度、风速、防雨雪情况等。2） dl/t869-2004 火力发电厂焊接技术规程5.1

6、 条： 允许进行焊接操作的最低环境温度为：a- 类（ q235、20、 20g 等）为 10； a- 类（ 16mn、16mnr 等）、a- 类（ wb36cn1 等）、 b- （ 15crm o 、p11、p22 等）类为 0；不锈钢类不规定。焊接时当风速超过下列规定时，应有防风设施。手工电弧焊、埋弧焊、氧乙炔焊：8m/s；氩弧焊、二氧化碳气体保护焊： 2m/s。焊接电弧 1m 范围内的相对湿度应不得大于90% 。 3） rcc-m 压水堆核岛机械部件设计建造规则s7431：如果环境温度低于10，则不允许施焊， 被焊件温度至少保持在5以上， 并且焊缝应缓慢冷却，以避免由于内应力引起的裂纹。4

7、）核岛：工作环境应符合rcc-m f6000 清洁的相应要求。（3） 坡口与组对：1） 检查内容（可使用焊缝检验尺或其它测量工具）：焊缝接头类型（对接、角接、插套、骑座式或安放式管座、插入式管座）、 坡口类型（ v 型、u 型、双 v 型、 x 型等）、坡口角度、根部间隙、钝边厚度、内外壁错边、清洁度等。2） 插套焊定位时，将管道完全插入管件，沿着插管外部周围划一道痕迹，离此标记200mm 处再划一道痕迹，然后将管子拔出插套件大约1.53mm，再按要求进行定位焊。3） 骑座式或安放式管座： 主管的开孔直径应与管座底部开口（往往有内坡口） 直径大小一致。4） 除设计规定的冷拉焊口外，其余焊口禁止

8、强力对口，不允许利用热膨胀法对口。5） 坡口的制备通常采用机械加工或打磨的方式进行。如采用热加工方法（如火焰切割、等离子切割）制备坡口，切口部分应用机械或打磨的方法除去淬硬层及过热金属。6） 坡口表面及附近母材（内、外壁）的油、漆、垢、锈等应清理干净，无裂纹、重皮、坡口破损及毛刺等缺陷，发出金属光泽。清理范围：dl/t869 第 4.3 条：对接接头为坡口每侧各1015mm；角接接头为焊脚尺寸k 值+10mm；埋弧焊接头为以上清理范围+5mm。7） 管道内壁（根部）错边量dl/t869 第 4.3 条：对接单面焊的局部错边值不得超过焊件厚度的10，且不大于 1 mm；对接双面焊的局部错边值不得

9、超过焊件厚度的10，且不大于 2mm。8） rcc-m f4330：内表面不可接近的外侧施焊的焊接接头，内表面的最大对口错边量应不超过e/20 1（ mm，e厚度）， 1 级和 2 级设备的最大值为3mm， 3 级设备的最大值为 3.75mm 。（4） 位焊（点固焊）：1） 检查内容：定位焊缝的焊接过程、长度、外观质量等。2） 定位焊缝在焊接材料、 焊接工艺和预热温度等方面的要求与正式焊缝相同。定位焊缝应均匀布置在整条焊缝上，数量和长度应足够，以保证组对强度。检查定位焊缝质量，如有缺陷应立即清除。 3）一般情况下，推荐使用专用的组装夹具进行接头组装，而不推荐点焊临时性附件辅助组对；如采用，临时

10、性附件的焊接一般应在坡口内进行，并与母材属同种材质。当去除附件时，应将其残留焊疤清除干净。4）焊接第一道焊缝前，应将根部定位焊缝两端修磨成倒角，以保证接头根部完全焊透。（5） 施焊：1） 检查内容：参数、摆动宽度等。2） 采用钨极氩弧焊打底的根部焊道检查合格后应及时进行次层焊缝的焊接。在根部焊道焊接时不允许非正常中断，除非更换焊接材料或调整焊接位置。对承压部件的对接焊和角焊缝，一般最少应有2 层焊道。焊接插入式平法兰时，管道端部与法兰的角焊缝应用氩弧焊焊接；焊接不能损伤法兰密封面。进行多层多道焊时，每焊完一道都要清理坡口和焊缝表面的焊渣和飞溅等； 每焊完一层，经清理并检查合格后，方可焊接次层。

11、多层焊接时，必须将各焊层的接头错开至少15mm 。 3）焊接过程中，如发现有裂纹、气孔或其它焊接缺陷时，应将其彻底清除后再继续施焊，严禁用重复熔化方法来消除缺陷。焊接时，管道内不允许有穿堂风。严禁在坡口外引燃电弧或试验电流。如果发现弧伤，应将其去除，并做液体渗透检验或磁粉检验。4）单层焊道厚度与焊条摆动宽度的规定：dl/t869 第 5.3 条：对于铬含量 5%或合金总含量不小于10%的耐热钢焊缝， 其单层焊道厚度不能超过焊条直径，焊道宽度不能超过焊条芯直径的4 倍；其它材料单层焊道的厚度不大于所用焊条直径加2mm，单焊道宽度不大于所用焊条芯 直径的 5 倍。rcc-ms7431： 推荐采用窄

12、焊道焊件（焊条摆动范围不大于焊条芯直径的3倍）。（6） 不锈钢焊接：1） 奥氏体不锈钢和镍基合金防污染要求应使用不锈钢或尼龙刷子、铝基无铁砂轮、无氯无硫的记号笔等。焊材应单独放置，不能与其它焊材或碳素钢接触。2） 焊接工艺焊接坡口和接头两头距离为25mm 区域用机械清理， 如有油渍， 应用不起毛的擦洗布浸泡非卤素溶剂清理油渍，向管道内部充氩气时，应在焊缝处留有排空气口。空气完全排净后，才能开始焊接。在焊接厚度小于5mm 前，不能停止背面保护气。应采用小摆动的窄焊道技术焊接。层间温度不允许超过工艺评定要求。 对于奥氏体不锈钢，禁止使用测温笔。禁止用加热的方法校正焊接变形、去除由无损检验检查出的缺

13、陷。禁止在不锈钢管道上直接焊接夹具。奥氏体不锈钢不允许用热切割方法加工，除非用等离子切割方法。（7） 附件的焊接：1） 检查内容：附件的焊接工艺、焊接过程及去除过程等。2） 永久性附件（如支架、吊耳、垫板等）和临时性附件的焊接（包括预热和热处理）应有经过批准的焊接工艺评定和焊接工艺规程才能进行。未经批准，不允许焊接临时性附件到设备上。3） 不允许采用可能导致设备表面材料撕裂的方法来拆除临时性附件（例如锤敲）。拆除临时性附件的热切割面距离设备表面至少5mm，然后，用机械方法去除剩余部分的材料。临时性附件拆除以后，按照有关要求对拆除部位做无损检验。（8） 见证件焊接：根据 rccm-s7800 执

14、行。（9） 预热、后热与焊后热处理：1）检查内容：焊前预热：温度、预热范围等；后热：时机、恒温温度和恒温时间长度等；焊后热处理：恒温温度、恒温时间长度、升降温速度、热电偶数量和位置、加热范围等。2)预热用火焰方法加热时，火焰的内焰尖端不得和部件接触，只有火焰的外焰可以接触工件。应使用测温仪器对预热温度进行监测。dl/t819-2002 火力发电厂焊接热处理技术规程第6.2 条：当管子外径 219mm 或壁厚 20mm 时，应采用电加热进行预热；预热范围从焊缝中心开始， 每侧不少于焊件厚度的3 倍，且不小于100mm。rcc-m s7522：预热的宽度不得小于下列数值：0 e 10：15mm（e

15、 为接头的厚度，单位为mm）10e40：1.5e40e100：60mm3） 后热有冷裂纹倾向的焊件，当焊接工作停止后，若不能立即进行焊后热处理，应进行后热，其加热宽度应不少于预热时的宽度。后热必须在焊缝被冷却到焊接工艺规程规定的最低温度前实施。在焊接工艺规程中应规定后热处理工艺。一般后热处理的保温温度不低于预热温度，保温时间为24 小时。4） 焊后热处理如果热处理因意外情况被中断，焊缝应采取保温措施缓慢冷却，重新热处理应尽量按下列方法尽可能快地重新开始：如果热处理中断发生在加热期间，新的热处理从金属达到的温度开始；如果热处理发生在高温保温期间，新的保温时间应是1.5 倍剩余保温时间。热处理（包

16、括预热）中使用的热电偶要通过电容放电（焊偶仪）或点焊进行固定。在热处理开始前，应采取措施对管道进行严密封堵，防止穿堂风。热处理记录应包括开始加热的时间和结束时间dl/t819 第 7.2 条：加热宽度从焊缝中心算起，每侧不小于管子壁厚的3倍，且不小60mm。同时应采取措施降低周向和径向的温差。rcc-m s7542：加热带不小于焊件厚度的4 倍。在焊缝的每一侧 （从最大焊缝宽度的一面） 要求达到热处理温度的最小加热区域的宽度至少应等于焊缝厚度和50mm 中的较小值。（10） 补焊：1） 检查内容去除缺陷的方法、补焊工艺、补焊过程、焊缝外观等。2） 补焊工艺包括打磨、预热、焊接、热处理和检验等，

17、应得到批准后才能实施。3） 宜采用机械加工或打磨的方法去除缺陷，禁止采用火焰切割的方法。4） 经磁粉或渗透检验确认缺陷清除干净，才能进行焊接。5） 待补焊部位应磨成适合焊接的坡口。6） 在同一部位补焊次数不允许超过二次。在没有把原因分析清楚之前，不得进行第二次补焊。（11） 焊缝标识：1） 检查内容标识的内容（焊缝编号、焊工代号、焊接日期等）、位置、方法、字符尺寸等。2） 一般要求标识分为临时性标识和永久性标识。一般使用临时性标识，除非设计要求做永久性标识。焊缝在焊接前必须在工件上焊缝旁边明显位置标出焊缝编号，焊接完成后， 应标出焊工代号、焊接日期等。这些标识应避开热处理区域。永久性标识应标在

18、工件受力最小的区域，并且要避开应力集中区（特别是形状突变区）或焊接热影响区。此外，标识不得妨碍无损检验结果的判定。3） 标识的工具和方法应使用既不污染材料也不产生明显加工硬化或切口效应的方法做标识，例如， 油漆笔、振动笔等，禁止使用电弧笔。厚度在 6mm 以下的工件，可用振动标识工具，标识刻痕的深度0.25mm。3）标识的工具和方法直径 350mm 的管道上标识的字符的高度建议为46mm；设备和直径大于350mm 的管道上标识的文字或符号的高度建议为812mm。在奥氏体不锈钢和镍基合金工件上的临时性标识应符合下列条件： 只可使用以后可以擦洗掉的标识；使用的墨水、油漆等不得含有rcc-m f60

19、00 中禁止的任何污染物。（12） 外观检验：1） 检查内容焊缝外观形状、缺陷情况等。2） 检验区域和条件当可能时，外观检验也包括焊缝内表面的检验。受检区包括焊缝宽度和距焊缝两侧宽度15 20mm 相邻的母材区。必要时， 被检区域可用钢丝刷或磨光机处理，应没有任何影响检验观察和评定的杂物。现场应使用便携式照明灯光源，使检验区域的照度不低于500lx。3）检验方法外观检验应配备测量工具（焊缝检验尺等），必要时，使用最大放大倍数为6的放大镜。当检验表面能以正常方式接近时，则应采用与表面大于30°的视角，于最大距离600mm 处，进行检验。4）合格标准支管与主管连接的焊接接头表面过渡区的平

20、滑性应符合有关要求。 焊缝表面应力求成形美观，波纹均匀，焊缝边缘应圆滑过渡到母材。焊缝表面不得有裂纹、气孔等缺陷，余高、咬边、凹陷等缺陷应在标准许可的范围内。外观检验不合格的焊缝，不允许进行其它项目检验。rcc-m标准核电厂常用钢材的分类及其性能2.1 法国 rcc-m标准核电厂常用钢材的分类2.1.1 概述法国 rcc-m标准对核安全设备的材料要求包括两部分，一是第卷材料，二 是第卷的各分卷b、c、d 篇等的第 2000 章。第卷基本由如下两部分组成：一是针对钢和合金及其零件和制品的总要求（m100、m200 、m300）；二是针对给定核安全设备部件的材料采购技术规范。第卷的各分卷b、c、d

21、 篇等的第 2000 章规定了如何使用第卷的要求，规定了材料采购规格书中的某一部分是否可用，或者只能用总的规定。2.1.2 rcc-m 标准核安全设备常用钢材的分类rcc-m 标准第卷m100- m300 是制定材料采购技术规范的总要求，m100 是总则； m200 是对钢和合金（奥氏体不锈钢）的总要求；m300 是对零件和制品的总要求， m300 规定的冶金制品主要有：棒材、板材、锻件、铸件、管材等。rcc-m 标准第卷核电用钢主要有碳钢、合金钢、不锈钢、 特殊合金（镍合金、铜铝合金、钛合金等）、其他钢和合金、铸铁等，相应的材料采购规格书的编号为 m1000 至 m6000。这些材料采购技术

22、规范主要有两类，一类是零件，一类是制品。凡属零件技术采购规范范围内的零件采购必须参照零件采购技术规范，而不能参照制品采购技术规范，尽管制品采购技术规范的适用范围也包括了这些零件。rcc-m标准第卷的最大特点是针对核安全设备的具体部件给出材料技术规 范， 每一材料技术规范有一编号，如 m2111 为承受强辐照的反应堆压力容器筒节用的锰-镍-钼合金钢锻件； m3301 为 1、2、3 级设备奥氏体不锈钢锻件和冲压件；m4101为压水堆蒸汽发生器传热管束的镍-铬-铁合金无缝管。rcc-m 标准附录表z.5.0 按物理性能对rcc-m 中用到的材料进行了分类， 见表 2-1。2.1.3 rcc-m 标

23、准第卷核安全设备用钢的要求（1） 力学性能（ m100）对 c5120、 d5000 中定义的 2、3 级高性能承压设备用钢的抗拉强度和断面延伸率进行了规定， 规定须经焊接的不锈钢的最高抗拉强度不得超过800mpa，其他钢室温最高拉伸强度不得超过700mpa。（2） 残留元素的控制（m100）当材料技术规格书有特殊要求时，还应对残留元素进行补充化学分析。通常，由于 硼对可焊性不利，因而规定在焊接的奥氏体不锈钢中硼含量不超过0.0018。表 2-1rcc-m 标准材料的分类（附录表z.5.0）（3） 试料和试样保管要求剩余试料及用于验收的试样必须由供货商予以保管，并以零件验收之日起，至少保管 1

24、2 个月。（4） 奥 氏 体 不 锈 钢 （ m200） 1）与堆内冷却剂接触的所有零部件中钴、铌和钽的含量限定co0.205%nb+ta0.15%2） 在制品分析中应予以验证的化学成分碳最高含量；铬、镍和钼最低含量；钛、铌或铌 +钽最低和最高含量； 钴和钽最高含量；硼最高含量。3） 为保证耐腐蚀性能对成分含量的要求若制品首先保证其耐腐蚀性能时( 此耐腐蚀性能不应与抗晶间腐蚀敏感性混同)，一些成分含量将有更严格的要求。硫最高含量： s0.020。磷最高含量： p0.030。无钼 18-10 钢的铬最低含量： cr18.00。加钼 2.5的 18-10 钢的铬最低含量： cr17.00。铸件要求

25、：12铸件除符合上述规定外，还应保证符合如下要求： 最高铬含量： cr<21.00。最高硅含量： si 1.50。不含钼 18.10 型钢的铬最低含量：cr18.00。含钼 2.5的 18-lo 型钢的铬最低含量：cr 17.00。（5） 反应堆压力容器合金钢锻件（m2111-m2114 ）rcc-m标准针对反应堆压力容器的不同部件分别规定了零件采购技术规范， 如：承受强辐照段和不承受强烈辐照的筒节、过渡段和法兰、管嘴等。这些部件选用同一钢种16mnd5 ，对 p、s 含量和临脆转变参考温度rtndt 有特殊要求。 p、s 含量因筒节受辐照的强弱而有所差别，受强烈辐照的筒节（m2111）

26、的 p、s 含量 0.008%，而不承受强烈辐照的其他筒节（m2112 ）的 p、s 含量可分别放宽到0.015%和 0.012%。rtndt 温度也有差别， m2111 规范要求rtndt 0（最好 -12），而 m2112 只要求 16（最好 0）。（6） 母材见证件（ m370）见证件取自表2-2 所列的零件或钢板截取验收用试料后的剩余部分，应将其保存至提交完工报告时。表 2-2母材见证件取样部件反应堆压力容器法兰、堆芯筒节、接管段筒节、接管、过渡段、顶盖16蒸汽发生器封头、支承环、椭圆形汽室、圆柱形壳体、锥形壳体、管板、给水管嘴、蒸汽出口管嘴、人孔稳压器上下封头、筒身钢板、波动管和喷淋

27、管嘴、人孔对见证件的截取要求为：锻件：与验收试料相同条件下截取的剩余金属。铸件：与验收试验用延长部分尺寸相同的一个或多个延伸件。钢板：位于验收试验用钢带的剩余基体金属。试样应能在与验收试验相同的条件下截取，钢板应尽量从靠近钢板宽度的四分之一处截取。见证件的标志、取向、尺寸以及与验收试料的相对位置都应作记录。2.1.4 rcc-m 标准第卷核安全设备用钢的要求（1） 核安全设备规定用材rcc-m标准第卷针对核安全设备的各主要部件规定了所采用的材料，表b2200 列出了每一设备部件对应的材料采购规格书的编号，这些设备包括反应堆压力容器、稳压器、蒸汽发生器、控制棒驱动机构、主泵等。（2） 抗晶间腐蚀

28、性能1） 晶间腐蚀的敏感性部件的分类准则应根据材料的类型、厚度、制造工序等划分为下列组别：1 组：材料在固溶热处理后， 制造过程中要进行焊接、热加工或热处理 (450以上)，但随后不进行固溶热处理(铸件的焊补应视为等同焊接操作)。1 a 组：材料在固溶热处理后，制造过程中只进行焊接，焊接接头厚度不超过3mm。2 组：材料固溶热处理后，不进行焊接、热加工或热处理(450以上 )。2） 为满足上述要求， 对奥氏体不锈钢和奥氏体一铁素体不锈钢的使用作出了如下规定：1 组：只允许使用含钼或不含钼的超低碳奥氏体不锈钢和用铌或钛稳定的奥氏体不锈钢。还允许使用分别符合m228.2 和 m227 规定的，个别

29、采购技术规格书包括的下列钢号：a) 超低碳、并控制含氮量的含钼或不含钼的的奥氏体不锈钢(m228) ，如：控制含氮量的 z2cn18.10、控制含氮量的z2cnd17.12 等b) 含碳量不大于0.040%和铁素体含量 (用 schaeffler 图)为 1220%的含钼或不含钼的铸造奥氏体素体不锈钢(m227)，如： z3cn20.09m 、 z3cnd19.10m 。1 a 组：可以使用1 组用的钢和低碳奥氏体不锈钢z5cn18.10 和 z5cnd17.12 。2 组：可以使用1 组和 1 a 组的钢以及z6 cn 18. 10 和 z6 cnd 17. 12。3） 晶间腐蚀敏感性测定除

30、非材料采购技术规范中已经有规定，对奥氏体和奥氏体铁素体不锈钢，当熔炼分析碳含量出现下述情况时应进行晶间腐蚀敏感性测定：a) 奥氏体不锈钢大于0.030%；b) 控氮奥氏体不锈钢大于0.035%；c) 奥氏体铁素体不锈钢铸件大于0.040%。（3） 钴含量的规定rcc-m 标准第卷的各分卷 b、c、d 篇等的第 2000 章对奥氏体和奥氏体一铁素体不锈钢及镍一铬一铁合金的钴含量进行了规定，如 b2430 规定：零件采购技术规格书应对钴含量进行规定；如没有规定，应遵守下列规定：对反应堆压力边界内与反应堆冷却剂接触的部件以及与反应堆冷却剂接触的表面积大于或等于1m2 的非承压内部部件，熔炼分析的钴含

31、量不得超过0.20%，最好0.10%。与冷却剂接触的表面积小于1m2 的非承压零件，不需要检验钴含量。2.1.5 核安全设备常用rcc-m标准的钢材大亚湾和岭澳压水堆核电厂反应堆压力容器筒节和上下封头采用的是法国牌号16mnd5 钢。大亚湾主泵泵壳采用rcc-m 规范 m3401 z3cn20-09m 不含钼的镍铬奥氏体 -铁素体不锈钢，秦山二期主泵由日本三菱重工供货，但泵壳是法国供货的， rcc-m规定主泵泵壳螺栓螺母采用m231240ncd7-03 镍铬钼锻棒。大亚湾主泵叶轮采用 m3405 泵不承压内件z3cn20-09m 钢铸件， 是不含钼的超低碳不锈钢。大亚湾的主管道直管采用rccm

32、3406离心铸件z3cn20-09m ，弯管采用rccm3403 普通砂型铸件z3cn20-09m 。2.2 核安全设备常用rcc-m标准材料的化学成分和机械性能核安全设备常用rcc-m 标准材料的化学成分和机械性能见表2-3 和表 2-4。表 2-3rcc-m 标准核安全设备用材的化学成分材料类别规范编号主要化学成份备注cmnspsinicrmovcocutin合16mnd5m21110.201.15-0.00.00.10-0.50-0.250.45-00.010.030.08所列 化金1.5508080.300.80.55学成 分钢16mnd5m21120.1.15-10.00.00.10

33、-00.50-0.250.45-00.010.030.20为浇 包锻2016mnd5m21130.201.15-10.00.00.10-00.50-0.250.45-00.010.030.20.551212.300.80.5518mnd5m21150.201.15-10.00.00.10-00.50-0.250.45-00.01_0.20.601212.300.80.55合16mnd5m21210.201.15-10.00.00.10-00.50-0.250.45-00.010.030.20金.551212.300.80.55钢18mnd5m21260.201.15-10.00.00.10-0

34、0.50-0.250.45-00.030.20件.551212.300.80.55分析值板.60材1212.300.80.55合40ncdv7-0金3m23110.37-0.440.60-0.950.0100.020 0.351.55-2.000.60-0.950.40-0.600.04-0.100.20钢40ncd7-03m23120.37-00.70-00.00.0 0.351.65-0.70- 0.200.30-棒.44.9010202.000.950.40材奥z6cn18-10m3301 0.082.000.00.0 1.008.00-17.00-氏153011.0020.00体z2c

35、nd18-1m33012.000.00.0 1.0011.50-17.00-2.25-21.00.08不2（控 n）0.035153012.5018.20.750锈z8cnt18-12.000.00.0 1.009.00-17.00-1.05%c-钢10.100153013.0020.000.1000.75锻件镍nc15fem41020.010-1.000.00.0 0.50 72.0014.00-0.50fe6.0-基0.050101517.000.5010.0锻al轧0.50件镍nc30fem41050.010-0.500.00.0 0.50 5828.00-0.500.05fe8.0-基

36、0.030101531.000.0350.5011.0传al热0.50管17表 2-4rcc-m 标准核安全设备用材的机械性能18材料规 范 编牌号号 b0.20.2350b350 5kv(j)ndt热处理（）备注16mnd5 mpa mpa %-20020 m2111550-670400300/49720_ 40/2856/40104016mnd5锻m2112550-670400300/4972040/2856/407216-件16mnd5m2113550-670400300/49720_ 40/2856/40721618mnd5m2115580-700420350/52218_ 40/28

37、56/40721616mnd5m2121550-670400300/4972040/2856/4072-850-925(a体化温度 )水淬或喷淋635-665（ 回火保温）空冷室温、高温性能 和 kv 为纵向值，-20、0时 kv 为最小平均值 和 个 别 最 小 值 ，20为个别最小值。室温、高温性能和 kv 为纵向值按每25mm 板板厚至少保温半小时材室温和高温性能均为横向值， kv 也为18mnd5m2125600-700450380/5401856/4072来确定保温时间横向值40ncdvm23111000-11764720/920124048/36820-870a体硬度（ hb ）7

38、-03棒09000.64mm化 ， 水 淬590-630302-37540ncd7-材03 c 级m231210709651140600.64mm回火保温4h硬 度 （ hb）311-401z8cnt18-11m3301z6cn18-10锻490（ 厚 >15 0mm）485220135/42540（纵）60（横）1050-1150 固容热处理件z2cnd18-12 （ 控n）nc15fe轧件锻m4102550240190/49730退火处理950保温 2min 补充热处理 715± 15 12hnc30fe热管传m4105630275-375215/53330m3301（ 厚

39、 >15210125/36845（纵）60（横）同上m33010m）485220135/41645（纵）60（横）同上19本章小结： 本章的重点内容有核电现场常用材料、材料的相关分类、引用的标准依据、成份和性能要求等，对常用的不锈钢、碳钢、 低合金钢和镍基合金钢的需了解其引用标准和特殊使用性能及其成分、性能和相关检验要求。思考题 2：（黑体四号加粗、居中、行距2.5 、段后 0.5行、级别为3 级）1、宋体 11.5 号字，行间距为1.2，段后 0.1 行。2、宋体 11.5 号字，行间距为1.2，段后 0.1 行。3、宋体 11.5 号字，行间距为1.2，段后 0.1 行。第 3 章无

40、损检测内容摘要 ：本章主要介绍cpr1000 核电施工现场常用的无损检验方法，介绍了各检验方法的定义、原理等，对无损检测作业的质量控制和监督方法也进行了描述。3.1 无损检验种类无损检测是指以不损及其将来使用和使用可靠性的方式，对材料或制件或此两者进行宏观缺陷检测，几何特性测量， 化学成分、 组织结构和力学性能变化的评定， 并进而就材料或制件对特定应用的适用性进行评价的一门学科。按检测的原理，无损检测可分为：射线检测包括 x 射线与 射线检测、中子射线法检测、射线计算机层析检测、 射线与射线测厚技术、其它射线检测方法。声学方法检测包括超声检测、 声发射检测、 声超声检测、 声振检测、声成像与声

41、全息检测、声显微镜检测。电学方法检测包括涡流检测、电位差和交流场检测、电流微扰检测、其它电学检测方法磁学方法检测包括磁粉检测、漏磁场检测、barkhausen 噪声检测、磁声发射检测、其它磁学检测方法。光学方法检测包括目视检验、全光息术检测、错位散斑干涉。渗透法检测包括液体渗透检测、其它渗透检测方法。渗漏检测包括示踪气体压力系统渗漏检测、不用示踪气体压力系统渗漏检测、真空系统检漏。热学方法检测微波与介电测量检测按对工件检验的部位，无损检验分为体积检验和表面和近表面检验。核电工程建设常用的体积检验方法包括射线检验和超声波检验，表面和近表面检验方法包括液体渗透检测、磁粉检测、目视检测。另外，还利用

42、不用示踪气体压力系统渗漏检测与真空系统检漏方法进行贯穿性缺陷检测。3.2 无损检验作业的质量控制无损检验作业的自身质量受以下方面影响：法典、标准、规范、规程从业人员的资格鉴定与认证。无损检测的实施，其质量高低与从业人员有密切的关系。操作人员应在技术资格证书的资质范围内开展工作。仪器设备性能的测试与校准，使所得出的检测结果有可靠性、可比性、可在现性消耗性材料的质量控制作业的管理与监督。记录的完整性和可靠性是无损检测质量的保证。3.3 对无损检验作业质量的控制方法根据无损检验工作的特点和影响无损检验作业质量的5 方面，编写核电常用无损检验方法的监督导则，采用计划监督、非计划监督与现场见证、旁站与巡

43、视的形式进行监督，并对检测记录与报告进行审查。本章小结： 本章重点内容有核电施工现场常用的无损检测方法、原理及其监督管理办法， 对常用的五大检测方法需重点掌握，了解各检测方法的原理并掌握各检测方法的各种监督和控制方法。23思考题 2：（黑体四号加粗、居中、行距2.5 、段后 0.5行、级别为3 级）1、宋体 11.5 号字，行间距为1.2，段后 0.1 行。2、宋体 11.5 号字，行间距为1.2，段后 0.1 行。3、宋体 11.5 号字，行间距为1.2，段后 0.1 行。第 4 章核电站施工中重要焊接技术和要求内容摘要 ：本章介绍了cpr1000 核电施工现场较重要的焊接技术和要求，包括主

44、管道和波动管焊接、堆芯仪表管焊接、控制棒驱动机构密封焊等，同时也介绍了土建、常规岛和bop 重要的焊接项目。4.1 概述核岛主设备内主要介质为放射性核物质，其设备制造和安装焊接质量对防止核电厂泄漏造成核物质放射性污染具有特殊性，同时也关系到这些主设备在核安全状态下稳定运行的可靠性和重要性。1、民用核安全设备焊接特殊性核岛主设备通常包括反应堆压力容器、蒸汽发生器、稳压器、主泵、主管道等反应堆冷却剂系统设备，也是核电厂第二道安全屏障的组成部分。核岛主设备的制造和安装焊接质量，直接影响反应堆冷却剂系统的完整性，焊缝又是一回路的压力边界，一旦泄漏将会使大量放射性物质向安全壳泄漏。反应堆压力容器、蒸汽发

45、生器、稳压器、主泵、主管道等核岛主设备，由于长期处于高温、高压和强辐照环境下运行，要求其制造用原材料包括焊接材料具有较高的塑性和韧性，以及良好的焊接性和抗辐照、耐蚀等性能。同时由于其焊接壁厚较大，焊接工艺较为复杂，通常焊前需要预热，焊后需要热处理，以避免冷裂纹等焊接缺陷的产生。单条焊缝焊接工作量大，要求焊工在操作过程中严格执行焊接工艺规程，尤其是采用机械化焊接时，要克服麻痹思想，认真操作，加强自检，直至焊接完成。控制棒驱动机构的耐压壳和热电偶法兰的焊接质量直接影响反应堆调节系统的运行状态。当调节系统失灵时，有可能危及堆芯的安全。安全壳是核电厂的第三道安全屏障。一旦发生一回路管道破裂，也能将大量

46、核放射性物质封住。钢制安全壳和安全壳钢衬里安装焊缝质量要求较为严格，通常要进行泄漏检验。2、民用核安全设备焊接重要性核岛主设备通常采用焊接结构，焊接接头与其结构中的母材相比加工条件相差较大，虽然现代焊接技术已使焊接接头的性能接近母材的性能，但其制作仍需要合格的焊接工艺评定才能实现,其焊接质量仍取决于操作焊工的技术水平和工艺过程的控制，因此焊接接头在其结构中属于薄弱环节。焊接接头质量的性能关系到这些关键设备在核安全状态下稳定运行的可靠性。如果因焊缝破裂发生失水或堆芯损坏事故,会使整个核岛报废,由于核污染的因素,考虑将其修复的可能性极小。因此承担核岛主设备的特殊焊接技术项目的焊工和焊接操作工应树立

47、质量第一的思想观念并严格遵守操作规程。3、民用核安全设备的施工重要焊接技术民用核安全设备安装中的重要焊接技术在核电厂核岛安装期间，被列为重要焊接技术的项目主要包括：主管道和波动管道焊接、堆芯仪表焊接、控制棒驱动机构的耐压壳和热电偶法兰焊接、安全壳钢衬里焊接、各种贯穿件和牛腿的焊接技术等。4.2 主管道和波动管焊接4.2.1 总体介绍岭澳二期工程为两台装机容量为100 万千瓦级的压水堆核电机组。以岭澳一期1#、2#机组作为参考电站，由第二研究设计院总承包设计。em2 主回路系统包括： 反应堆压力容器、蒸汽发生器、稳压器、主泵、主回路管道、堆内构件、堆芯仪表、核燃料系统等设备。 主回路系统以反应堆

48、压力容器为中心，由三个并联的环路组成， 每一环路包括一台蒸汽发生器和一台主泵，通过主回路管道与反应堆压力容器相连接，稳压器通过波动管与一环路热段连接。主管道全部采用奥氏体不锈钢材料离心和静态铸造而成，以满足耐腐蚀和工作条件要求（国产）。主管道不装设专门的支撑，但设置有限制器，以防在发生假想管道断裂时限制管道的甩动。波动管连接稳压器和主管道，当主回路内工作压力出现异常变化时，稳压器接收到外部指令后启动而升降压力，通过波动管将调节的压力传递给主回路，从而平衡主回路使之正常工作。岭澳二期核电站主管道每条环路现场安装焊口8 道， 3 条环路共有 24 道现场安装焊口。每条环路由冷段、热段和过渡段组成：热段连接反应堆压力容器和蒸汽发生器；冷段连接反应堆压力容器和主泵泵壳；过渡段连接蒸汽发生器和主泵泵壳。在蒸汽发生器和主泵房间的8920mm 标高处安装热段和冷段，在蒸汽发生器和主泵设备房间的6010mm 标高处安装过渡段。压力容器、蒸