李延葆，　郭寶超，　金偉芳

(1．上海交通大學(xué) 材料科學(xué)與工程學(xué)院，上海 200240； 2．上海第一機(jī)床廠有限公司，上海 201308)

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堆內(nèi)構(gòu)件鈷基合金堆焊工藝研究

李延葆1,2，郭寶超2，金偉芳2

(1．上海交通大學(xué) 材料科學(xué)與工程學(xué)院，上海 200240； 2．上海第一機(jī)床廠有限公司，上海 201308)

摘要：通過改變不同焊接參數(shù)，使用手工鎢極氬弧焊在奧氏體不銹鋼304H表面進(jìn)行司太立6鈷基合金堆焊，并對(duì)所得的堆焊層熔敷金屬進(jìn)行化學(xué)成分、截面顯微硬度、洛氏硬度、晶間腐蝕和顯微組織等測(cè)試分析.結(jié)果表明:電特性參數(shù)及焊接熱循環(huán)對(duì)堆焊層成分、硬度和顯微組織等有明顯影響；使用176 ℃預(yù)熱溫度、145～190 A電流參數(shù)和8～12 cm/min焊接速度，可達(dá)97%以上堆焊合格率;在奧氏體不銹鋼304H表面先用ER308L焊絲堆焊3 mm厚隔離層，再采用400 ℃的預(yù)熱溫度和400 °C的道間溫度進(jìn)行鈷基合金堆焊，可以進(jìn)一步降低堆焊層熔敷金屬開裂的風(fēng)險(xiǎn).

關(guān)鍵詞：堆內(nèi)構(gòu)件； 堆焊； 鈷基合金； 顯微組織； 硬度

西屋電氣公司在已開發(fā)的非能動(dòng)先進(jìn)壓水堆AP600基礎(chǔ)上開發(fā)了AP1000.AP為非能動(dòng)先進(jìn)壓水堆的簡(jiǎn)稱，1000為其功率水平(百萬千瓦級(jí))，此堆型為西屋電氣公司設(shè)計(jì)的3代核電堆型.AP1000技術(shù)引入中國(guó)以來，中國(guó)核電設(shè)計(jì)制造能力突飛猛進(jìn),在充分吸收AP1000核電技術(shù)基礎(chǔ)上開始開發(fā)具有自主知識(shí)產(chǎn)權(quán)的大型示范核電站，CAP1400示范堆已開始建造[1].

堆內(nèi)構(gòu)件(Reactor Vessel Internals,RVI)位于核反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)部，是核島內(nèi)部最核心的設(shè)備之一，起到支承和更換燃料組件以及正確引導(dǎo)控制棒進(jìn)行核反應(yīng)啟動(dòng)、停止和功率調(diào)整等重要作用，其結(jié)構(gòu)復(fù)雜、精度要求高.

為了確保堆內(nèi)構(gòu)件精確定位，防止接口處疲勞破壞和磨損，在堆芯圍筒、堆芯上板與吊籃筒體的接口處專門設(shè)置有左、右鑲塊和定位板等零部件；吊籃筒體與壓力容器接口處專門設(shè)置有左、右鑲塊和徑向支承鍵等零部件.這些零部件的共同點(diǎn)除機(jī)加工精度高、處于重要分組件界面和接口位置外，其所有配合面均堆焊了一定厚度的鈷基合金(均為司太立6合金).

鈷基合金具有良好的高溫性能, 優(yōu)異的熱強(qiáng)性、耐腐蝕性及耐熱疲勞性能, 特別是在熱態(tài)下具有優(yōu)越的抗擦傷性能.這些鈷基合金堆焊件可以為吊籃筒體、堆芯圍筒和堆芯上板等部件提供周向約束，并能在反應(yīng)堆熱態(tài)試驗(yàn)及正常工況條件下大大減弱流致振動(dòng)所引起的磨損，確保限位間隙不會(huì)改變，保證堆內(nèi)構(gòu)件等部件的定位精度.

按照設(shè)計(jì)要求，堆焊層熔敷金屬硬度≥38 HRC，F(xiàn)e元素質(zhì)量分?jǐn)?shù)≤8%，堆焊層熔敷金屬表面進(jìn)行液體滲透檢查，不允許任何形式的線性缺陷(如裂紋等)，圓形顯示不超過直徑5 mm.

1堆焊母材及焊材

AP1000需進(jìn)行鈷基合金堆焊的零部件數(shù)量及其材料牌號(hào)見表1，堆焊所用材料均為奧氏體組織材料，塑韌性好、線膨脹系數(shù)大，與堆內(nèi)構(gòu)件整體材料的線膨脹系數(shù)相近.

表1　堆內(nèi)構(gòu)件鈷基合金堆焊件

注：1)指左、右鑲塊各4件.

用于堆焊的焊絲主要為直徑3.2 mm、4.0 mm、5.0 mm和6.0 mm規(guī)格的司太立6合金焊絲，型號(hào)為ERCoCr-A，其化學(xué)成分見表2.

ERCoCr-A焊絲和填充絲熔敷的焊縫金屬的特點(diǎn)是分布在Co-Cr-W固溶體基體中由約13%的鉻碳化物共晶體網(wǎng)絡(luò)組成的亞共晶體組織[2]，其結(jié)果是使材料具有抗低應(yīng)力磨損性能與抵抗某種強(qiáng)度沖擊所必要的韌性的完美組合.鈷合金本來就具有良好的抗金屬-金屬間磨損的性能，特別是在高載荷狀態(tài)下具有良好的抗擦傷性能.基體中高含量的合金元素也能提供極佳的抗腐蝕性、抗氧化性以及在最高為650 ℃的高溫下仍保持熱硬性[3].這些合金不發(fā)生同素異構(gòu)轉(zhuǎn)變，因此如果母材進(jìn)行隨后的熱處理(如尺寸穩(wěn)定化熱處理)，其性能不會(huì)降低.

表2　ERCoCr-A焊絲的化學(xué)成分

注：1)表中單一數(shù)值為最大值.

鈷基合金不能進(jìn)行軋拔等加工，故一般以鑄造焊絲或用線材水平連鑄方法來鑄造.鑄態(tài)司太立6合金的顯微組織見圖1.

圖1　鑄態(tài)司太立6合金在1 000倍下的掃描電鏡照片

2試驗(yàn)設(shè)計(jì)及堆焊

試驗(yàn)以?shī)W氏體不銹鋼鍛件SA-182 304H為母材，采用手工氬弧焊工藝，電弧電壓為15±5 V，焊接速度S為3～13 cm/min，直流正極電流.焊后即置于云母粉中緩冷.在大量試驗(yàn)積累的基礎(chǔ)上，分別設(shè)定了預(yù)熱溫度、第1層電流、第2～4層電流、焊接速度S和道間溫度等為焊接變量.堆焊試驗(yàn)工況詳見表3.

第1層使用直徑為3.2 mm焊絲，第2～4層使用直徑為4.0 mm焊絲；試件9在堆焊前，通過機(jī)加工去除3 mm，使用自動(dòng)鎢極惰性氣體保護(hù)焊(TIG)堆焊約3 mm厚ER308L隔離層，后加工試件至原尺寸，再按表3參數(shù)進(jìn)行堆焊.

表3　堆焊試驗(yàn)工況

按照表3堆焊如圖2所示的堆焊試件，共堆4層并按圖示取樣，確保試樣1對(duì)應(yīng)第1層，試樣2對(duì)應(yīng)第2層……，隨后將試樣堆焊層銑削加工.試樣的編號(hào)規(guī)則為“試件號(hào).試樣號(hào)”，例如堆焊試件5的試樣3，編號(hào)為“5.3”.

圖2　堆焊試件

3試驗(yàn)結(jié)果及分析

3.1液體滲透檢測(cè)(PT)

對(duì)試件1～9所有機(jī)加工光出的表面進(jìn)行PT，從試樣1.1到試樣9.4.按照ASME B&PVC 《鍋爐及壓力容器規(guī)范》中NG-5350液體滲透檢測(cè)驗(yàn)收標(biāo)準(zhǔn)，如具有任何裂紋或線性顯示、尺寸大于5 mm的圓形顯示等缺陷，則不滿足堆內(nèi)構(gòu)件鈷基合金堆焊要求.

試件5、試件8和試件9對(duì)應(yīng)的堆焊層表面滿足要求，且沒有任何線性顯示或圓形顯示.

試件1對(duì)應(yīng)堆焊層裂紋等缺陷最多，在機(jī)加工光出后裂紋和線性顯示表現(xiàn)為增加趨勢(shì).在沒有預(yù)熱和道間溫度低的情況下，極易導(dǎo)致裂紋等缺陷.

試件2、試件3、試件4第1層存在線性顯示及圓形顯示，其余層存在一些可接受的顯示，第1層缺陷較多.大的熱輸入易導(dǎo)致線性開裂.試件6和試件7相較于試件5，液體滲透檢測(cè)缺陷顯示數(shù)量隨熱輸入增大有增加趨勢(shì).

對(duì)于鈷基合金堆焊，不預(yù)熱、道間溫度過低、首層熱輸入過大等均易引起裂紋，導(dǎo)致PT存在線性顯示.

3.2化學(xué)成分分析

對(duì)試樣5.1～5.4表面進(jìn)行光譜化學(xué)成分分析.圖3依次給出了4個(gè)試樣Fe元素質(zhì)量分?jǐn)?shù)的分布.司太立6合金焊材的Fe元素質(zhì)量分?jǐn)?shù)≤3.0%(見表2).第1層熔敷金屬受母材稀釋的影響嚴(yán)重，F(xiàn)e元素質(zhì)量分?jǐn)?shù)高達(dá)16.59%，不滿足設(shè)計(jì)對(duì)Fe元素質(zhì)量分?jǐn)?shù)≤8.0%的要求.從第2層開始，F(xiàn)e元素質(zhì)量分?jǐn)?shù)急劇下降到4.32%，到第3層，堆焊層化學(xué)成分幾乎不受母材影響.

圖3　試樣5.1～5.4表面Fe元素質(zhì)量分?jǐn)?shù)

合理的首層堆焊工藝規(guī)范參數(shù)可以有效限制母材稀釋對(duì)堆焊層化學(xué)成分的影響.首層大熱輸入在影響表面缺陷的同時(shí)，對(duì)堆焊層化學(xué)成分也有一定影響.

3.3硬度試驗(yàn)

受首層稀釋影響，各試件第1層硬度均較低.

在試樣5.4橫截面上第1～4層、熔合線附近和母材分別進(jìn)行維氏硬度測(cè)試，在試樣5.1～5.4表面進(jìn)行洛氏硬度測(cè)試(熔合線附近及母材無法采集洛氏硬度)，結(jié)果(取均值)見圖4.測(cè)試過程中，每層表面硬度測(cè)試結(jié)果最大值與最小值之差≤5 HRC.

由圖4可以看出，堆焊第2～4層硬度相近，到第1層硬度驟降，僅有335.8 HV，低于其他3層的硬度.洛氏硬度的分布類似.

在不同厚度下，堆焊層是一種不定型的新型合金，其化學(xué)成分與堆焊材料有一定的差異，這種差異主要反映為硬度值的不同.母材到熱影響區(qū)到第1層化學(xué)成分漸變的同時(shí)，硬度值隨之升高，到第2層硬度可滿足要求.

圖4　試件5母材到堆焊層橫截面和表面硬度分布

3.4金相檢查

3.4.1微觀與宏觀檢查

按照GB/T 226—1991 《鋼的低倍組織及缺陷酸蝕檢驗(yàn)法》中熱酸蝕法顯示試樣5.4和試樣8.4低倍金相組織的形貌，2個(gè)堆焊焊縫均未觀察到未熔合、裂紋、孔穴、固體夾雜、形狀和尺寸不良等缺陷.

按照GB/T 13298—1991 《金屬顯微組織檢驗(yàn)方法》中的要求進(jìn)行金相檢測(cè)，試樣5.4的顯微組織見圖5.焊縫區(qū)顯微組織為“奧氏體+碳化物”，熱影響區(qū)顯微組織為“奧氏體+鐵素體”[4]，其中碳化物主要為鈷基合金堆焊后形成的硬度較高的Cr7C3、Cr23C6、WC和W2C等共晶組織.

3.4.2掃描電鏡面掃描

選取試樣5.3、試樣8.3和試樣9.3，對(duì)其C、Co、Cr、W等幾種主要元素進(jìn)行面掃描.試樣8.3的面掃描結(jié)果見圖6，面掃描結(jié)果未發(fā)現(xiàn)成分偏聚.

按照試件5、試件8和試件9的堆焊工藝施焊，規(guī)范位于盡量窄范圍內(nèi)，獲得的堆焊熔敷金屬C、Co、Cr、W等形成的硬度較高的固溶相分布均勻，硬度值波動(dòng)范圍較小.

3.5晶間腐蝕試驗(yàn)

按照ASTM A262 奧氏體不銹鋼晶間腐蝕敏感性檢測(cè)方法中的“A”法，從試樣5.4、試樣8.4和試樣9.4中取晶間腐蝕試樣，經(jīng)10%草酸電解浸蝕后進(jìn)行觀察，結(jié)果見圖7.

試樣5.4、試樣8.4和試樣9.4的堆焊電特性參數(shù)相同，在預(yù)熱溫度與道間溫度不同的情況下對(duì)母材進(jìn)行晶間腐蝕試驗(yàn)，結(jié)果均未有晶間腐蝕傾向.試件5在同樣的電特性參數(shù)、第1層預(yù)熱溫度與道間溫度均較低的情況下，依然將堆焊層質(zhì)量控制在合格范圍內(nèi)，沒有任何開裂.試件8和試件9在較高預(yù)熱溫度和道間溫度下堆焊，也確保了母材沒有晶間腐蝕傾向.

(a) 試樣5.4焊縫

(b) 試樣5.4熱影響區(qū)

(a) C元素

(b) Co元素

(c) Cr元素

(d) W元素

(a) 試樣5.4

(b) 試樣8.4

(c) 試樣9.4

4結(jié)論

(1) 根據(jù)第3.3節(jié)硬度試驗(yàn)結(jié)果，受母材稀釋影響，堆焊第1層表面硬度均值過低，第2～4層表面硬度非常接近，均值在41～44 HRC.使用獲得的堆焊工藝，最終工作面如位于第2層，可以保證堆焊層質(zhì)量和硬度等性能均滿足使用要求.

(2) 堆焊第1層的焊接熱循環(huán)控制是關(guān)鍵.為了避免鈷基堆焊時(shí)開裂，試件5堆焊工藝參數(shù)可以微調(diào)的范圍很小：第1層道間溫度控制到177 ℃上限；第2層屬于在鈷基合金上堆焊，道間溫度設(shè)置為400 ℃，可減小因焊材、母材較大的線膨脹系數(shù)差異而導(dǎo)致的大內(nèi)應(yīng)力.

(3) 試件9提供了一種防止開裂等缺陷的更好的堆焊工藝：滿足設(shè)計(jì)要求的情況下，在高碳不銹鋼表面堆焊3 mm厚ER308L隔離層，再采用400 ℃的預(yù)熱溫度和400 ℃的道間溫度進(jìn)行鈷基合金堆焊，可以進(jìn)一步降低堆焊層熔敷金屬開裂的風(fēng)險(xiǎn).

參考文獻(xiàn)：

[1]鄭紅亮，李聰，顧國(guó)興，等.核電工程試驗(yàn)的過程控制[J].動(dòng)力工程學(xué)報(bào)，2015，35(4)：336-340.

ZHENG Hongliang, LI Cong, GU Guoxing,etal. Process control of nuclear power engineering tests[J]. Journal of Chinese Society of Power Engineering, 2015, 35(4): 336-340.

[2]周振豐，張文鉞.焊接冶金與金屬焊接性[M].北京：機(jī)械工業(yè)出版社，1987.

[3]MENON R. New developments in hardfacing alloys[J]. Welding Journal, 1996, 75(2):43-49.

[4]李友誼， 羅揚(yáng)，洪杰，等.司太立鈷基合金GTAW堆焊工藝探研[J].焊接, 2013(4):62-65.

LI Youyi, LUO Yang, HONG Jie,etal. The research of stellite cobalt based alloy by GTAW welding process [J].Welding, 2013(4):62-65.

Study on Hardfacing Process of Reactor Vessel Internals with Cobalt Alloys

LIYanbao1,2,GUOBaochao2,JINWeifang2

(1. School of Materials Science and Engineering, Shanghai Jiaotong University,Shanghai 200240, China; 2. Shanghai No.1 Machine Tool Works Co., Ltd., Shanghai 201308, China)

Abstract：To study the hardfacing process of reactor vessel internals with cobalt alloys, the cobalt-base alloy Stellite 6 was deposited on the surface of 304H stainless steel by gas tungsten arc welding (GTAW) process using different welding parameters, after which a series of tests were conducted on the deposited metal to analyze its chemical composition, cross-section microhardness, Rockwell hardness, intergranular corrosion and the microstructure, etc. Results show that both the electrical parameters and the weld thermal cycle have obvious effects on the chemical composition, hardness and microstructure of the deposited metal; under the welding parameters of preheat temperature at 176 ℃, welding current in 145-190 A and welding speed in 8-12 cm/min, the acceptance rate of deposited weld gets up to 97%; the risk of cracking of the deposited metal can be further prevented by depositing a 3 mm transition layer on the surface of stainless steel 304H with welding wire ER308L, prior to the final hardfacing process with cobalt-base alloy Stellite 6 at the preheat and interpass temperature of 400 ℃.

Key words：reactor vessel internal; hardfacing; cobalt-base alloy; microstructure; hardness

文章編號(hào)：1674-7607(2016)03-0247-05

中圖分類號(hào)：TG113.26

文獻(xiàn)標(biāo)志碼：A學(xué)科分類號(hào)：430.40

作者簡(jiǎn)介：李延葆(1983-)，男，陜西長(zhǎng)武人，工程師，碩士研究生，主要從事核島主設(shè)備堆內(nèi)構(gòu)件材料及焊接方面的工作.

收稿日期：2015-06-17

修訂日期：2015-07-01

電話(Tel．)：15921160171；E-mail：liyb@shanghai-electric.com．