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        反應堆一體化頂蓋鎳基合金焊接材料的選用

        2015-11-30 03:35:24孫靈飛吳庭志江浩斌
        金屬加工(熱加工) 2015年18期
        關(guān)鍵詞:堆型規(guī)格書冷卻劑

        孫靈飛 吳庭志 江浩斌

        反應堆一體化頂蓋鎳基合金焊接材料的選用

        孫靈飛 吳庭志 江浩斌

        反應堆一體化頂蓋(IHP)屬于反應堆冷卻劑系統(tǒng)一部分,工藝管道材質(zhì)主要為ASME SB—167 UNS N06690,選擇適用于反應堆冷卻劑系統(tǒng)的焊接材料,是整個焊接工作中最為重要的工作之一。技術(shù)人員通過化學成分優(yōu)化、力學性能匹配及附加試驗要求等一系列工作,最終確定焊接材料為ERNiCrFe—7/7A,以保障選擇的焊接材料符合西屋公司的設(shè)計要求,確保核電站反應堆冷卻系統(tǒng)運行的安全性、可靠性。

        1. 概述

        在AP1000核電堆型中,反應堆冷卻水劑系統(tǒng)是核電站中最為關(guān)鍵的管道系統(tǒng),設(shè)計方采用的管道材質(zhì)為ASME SB—167 UNS N06690金屬材料。按照ASME第二卷C篇《焊條、焊絲及填充金屬》(1998+2000年)及依托化項目相關(guān)技術(shù)規(guī)格書要求,并針對核電站管道系統(tǒng)的特殊性,根據(jù)正常焊接施工及焊接產(chǎn)品返修多種情況,確定焊接材料的化學成分、力學性能、鐵素體含量要求,其他制造、包裝、運輸、文件要求全盤執(zhí)行ASME規(guī)范要求即可。

        2. 焊接材料選擇

        (1)焊接材料化學成分 反應堆冷卻劑系統(tǒng)使用的SB—167 UNS N06690鎳基合金管道焊接的焊接材料應為合金690填充金屬52、52M或152,在ASME第二卷SFA 5.14中ERNiCrFe—7或者ASME規(guī)范案例2142—2中的UNS N06054 ERNiCrFe—7A中選擇,同時也要滿足ASME第III卷相關(guān)要求。

        適用于低碳奧氏體不銹鋼的焊接材料在ASME第二卷中化學成分的基礎(chǔ)上增加Cb+Ta 、V、Ti、Co五種化學元素,化學成分含量的控制以 ERNiCrFe—7(7A)要求的化學成分為基準。Cb+Ta 、V、 Ti及Co均為有益元素,適當?shù)靥砑涌杉毣M織晶粒,提高強度、韌性、淬透性,可防止晶間腐蝕現(xiàn)象,但是在反應堆冷卻劑系統(tǒng)中Co元素應該被嚴格控制。

        與反應堆冷卻水接觸的焊接填充金屬wCo=0.20%或更少,與反應堆冷卻水接觸的任何包層焊接材料不應超過0.05%。對于堆焊或焊縫修補,如果與反應堆冷卻水接觸的焊縫表面區(qū)域比較大時,焊接材料的wCo=0.10%或更小。

        表1 GTAW ERNiCrFe—7(7A)化學成分對比

        AP1000核電堆型反應堆冷卻劑系統(tǒng)管道焊接全部采用GTAW焊接工藝,選配的焊接材料化學成分與ASME標準第II卷中的參數(shù)對比情況如表1所示。

        (2)焊接材料力學性能選擇 反應堆冷卻劑系統(tǒng)管道焊接全部采用GTAW焊接工藝,ERNiCrFe—7或者規(guī)范案例2142—2中的UNS N06054 ERNiCrFe—7A在ASME標準第二卷C篇中僅規(guī)定了分類,力學性能是在附錄A中已推薦方式提供,為焊接材料和產(chǎn)品母材力學性能有效結(jié)合起來提供了依據(jù)。反應堆冷卻劑系統(tǒng)管道母材的抗拉強度540MPa,屈服強度275MPa,伸長率 60%。根據(jù)等強匹配原則,反應堆冷卻劑系統(tǒng)焊接材料力學性能按照表3中的參數(shù)制定為抗拉強度550MPa,屈服強度310MPa,伸長率30%。力學性能參數(shù)對比如表2、表3所示。

        3. 結(jié)語

        反應堆冷卻劑系統(tǒng)使用的焊接材料ERNiCrFe—7A在遵循以上化學成分、力學性能的基礎(chǔ)上 ,增加了低硫模擬件評估熱裂紋試驗。通過三門IHP工程最終證明,反應堆冷卻劑系統(tǒng)低硫低碳不銹鋼材質(zhì)的管道焊縫產(chǎn)品質(zhì)量符合ASME 第三卷 NBNG分卷和相關(guān)技術(shù)規(guī)格書驗收要求。本系統(tǒng)使用的焊接材料是在ASME 1998+2000年為執(zhí)行標準和依托化項目相關(guān)技術(shù)規(guī)格書的要求下選擇,因此僅適用于AP1000核電堆型依托化項目。后續(xù)核電項目及CAP1400項目適用標準版本不同時,需要具有ASME認證資質(zhì)的單位按照NCA—1140(e)的要求完成相關(guān)工作,并根據(jù)具體產(chǎn)品完成相關(guān)論證。

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