谷 雨，劉衛(wèi)華，張俊寶，余 燕

（1.上海核工程研究設(shè)計(jì)院，上海200233；2.中核集團(tuán)第五建設(shè)工程公司，上海201500）

CAP1400核電站接管和安全端焊接接頭性能

谷 雨1，劉衛(wèi)華2，張俊寶1，余 燕1

（1.上海核工程研究設(shè)計(jì)院，上海200233；2.中核集團(tuán)第五建設(shè)工程公司，上海201500）

研究CAP1400核電站接管和安全端焊接工藝性和接頭力學(xué)性能。結(jié)果表明，焊接接頭無(wú)損探傷和力學(xué)性能試驗(yàn)結(jié)果均滿(mǎn)足設(shè)計(jì)要求。室溫及350℃條件下，SA-508 Gr.3 Cl.2母材與690焊縫金屬屈強(qiáng)比基本保持不變，但SA-182 F316LN屈強(qiáng)比下降較明顯；焊接熱循環(huán)導(dǎo)致焊接熱影響區(qū)沖擊韌性降低，在不同沖擊試驗(yàn)溫度下，SA-508 Gr.3 Cl.2吸收能量基本維持在230 J以上，但-21℃時(shí)母材熱影響區(qū)吸收能量降低至150 J左右。

CAP1400；接管和安全端；力學(xué)性能

0 前言

反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)又稱(chēng)一回路系統(tǒng)，實(shí)現(xiàn)將反應(yīng)堆堆芯中核裂變產(chǎn)生的熱量傳輸給二回路，同時(shí)冷卻堆芯，防止燃料棒燒毀。一回路系統(tǒng)壓力邊界作為裂變產(chǎn)物放射性的第二道屏障，其中的設(shè)備長(zhǎng)期在高溫、高壓及具有腐蝕性的高速流體沖刷下服役，不但要保證結(jié)構(gòu)的完整性，還要保證性能的可靠性，這就要求所選用的材料不僅應(yīng)具有高塑性、高韌性的特點(diǎn)，還要具備較高的耐腐蝕、斷裂韌性及抗疲勞性能[1]。

CAP1400壓水堆核電站的一回路系統(tǒng)由兩條對(duì)稱(chēng)并聯(lián)在反應(yīng)堆壓力容器接管上的密閉環(huán)路組成，接管材料采用Mn-Ni-Mo低合金鋼，管道采用316LN奧氏體不銹鋼，管嘴與管道之間的焊接屬于異種鋼焊接。考慮到現(xiàn)場(chǎng)焊接時(shí)低合金鋼焊后熱處理操作實(shí)施困難，設(shè)計(jì)制造時(shí)首先在管嘴端部堆焊690鎳基合金隔離層，然后與不銹鋼安全端進(jìn)行對(duì)接，將接管與主管道的異種金屬焊接轉(zhuǎn)變?yōu)椴讳P鋼的對(duì)接焊[2-3]。

接管和安全端之間的異種金屬接頭作為整個(gè)結(jié)構(gòu)中的薄弱部位，長(zhǎng)時(shí)間高溫服役必然導(dǎo)致性能的惡化[4]。本研究模擬CAP1400接管和安全端結(jié)構(gòu)，開(kāi)展焊接接頭常規(guī)力學(xué)性能及疲勞性能研究，為接管和安全端的設(shè)計(jì)制造提供技術(shù)支持。

1 試樣制備和試驗(yàn)方法

1.1 試驗(yàn)材料

試驗(yàn)采用的焊接材料、母材及坡口尺寸等均與CAP1400核電站非能動(dòng)余熱排出熱交換器安全端技術(shù)要求保持一致。母材采購(gòu)自沈陽(yáng)科金特種材料有限公司，690鎳基合金氣體保護(hù)焊焊絲為國(guó)際超合金公司的Inconel 52M，焊絲直徑φ1.0 mm。母材及焊絲主要化學(xué)成分如表1～表3所示。

表1 SA-508 Gr.3 Cl.2低合金鋼鍛件化學(xué)成分%

表2 SA-182 F316LN不銹鋼鍛件化學(xué)成分%

表3 Inconel 52M鎳基焊絲化學(xué)成分%

1.2 試板制備

接管和安全端焊縫窄間隙坡口如圖1所示，采用CAP1400核電站非能動(dòng)余熱排出熱交換器安全端焊接和焊后熱處理工藝以及無(wú)損檢驗(yàn)方法進(jìn)行試板的制備和探傷，試板制備流程為：（1）SA-508 Gr.3 Cl.2接管端部進(jìn)行隔離層堆焊，堆焊前對(duì)待堆焊面進(jìn)行100%PT檢測(cè)；（2）隔離層堆焊完畢后進(jìn)行100%PT和100%UT檢測(cè)；（3）隔離層焊后熱處理，熱處理保溫溫度設(shè)定為610℃；（4）打磨隔離層后進(jìn)行100%PT和100%UT檢測(cè)；（5）接管與安全端坡口加工，坡口表面進(jìn)行100%PT檢測(cè)；（6）坡口組對(duì)，采用自動(dòng)TIG焊完成接管與安全端對(duì)接坡口；（7）對(duì)接焊縫100%PT、100%UT和100%RT檢測(cè)。

圖1 接管和安全端焊縫坡口

1.3 試驗(yàn)方法

室溫拉伸試驗(yàn)按照AWSB4.0M-2000進(jìn)行，高溫拉伸試驗(yàn)按照ASTM E21-1998進(jìn)行，試樣直徑為φ12.5mm，標(biāo)距長(zhǎng)50mm，高溫拉伸試驗(yàn)溫度350℃。

SA-508 Gr.3 Cl.2側(cè)熱影響區(qū)夏比V型缺口沖擊試驗(yàn)按照AWS B4.0M-2000進(jìn)行，試樣尺寸參照ASTM A370圖11A型的要求。試驗(yàn)在-12℃及21℃下進(jìn)行，一組三個(gè)試樣，取其平均值。

安全端母材熱影響區(qū)軸向等幅低周疲勞試驗(yàn)按照ASTM E606-2012進(jìn)行，試驗(yàn)采用圓形截面試樣，直徑φ10 mm。試驗(yàn)溫度350℃，波形為三角波，應(yīng)變比為-1。試驗(yàn)設(shè)備采用美國(guó)MTS電液伺服萬(wàn)能材料試驗(yàn)機(jī)MTS810.13。

2 試驗(yàn)結(jié)果和分析

2.1 宏觀形貌

在焊接接頭無(wú)損探傷的基礎(chǔ)上，對(duì)焊縫金屬及兩側(cè)母材熱影響區(qū)進(jìn)行宏觀和微觀檢查，結(jié)果表明，焊縫、隔離層及兩側(cè)熱影響區(qū)無(wú)任何裂紋、夾渣、氣孔、未熔合等缺陷，焊接接頭宏觀金相如圖2所示。

圖2 宏觀金相照片

2.2 拉伸試驗(yàn)

安全端焊縫采用“等強(qiáng)度”的設(shè)計(jì)原則，即焊縫金屬性能應(yīng)不低于“弱側(cè)”母材的要求。對(duì)于接管和安全端焊縫，安全端316LN不銹鋼為“弱側(cè)”母材，母材與焊縫金屬室溫及350℃拉伸試驗(yàn)結(jié)果如圖3所示。

圖3 拉伸試驗(yàn)結(jié)果

高溫條件下，焊縫金屬及母材抗拉強(qiáng)度均呈下降趨勢(shì)，但焊縫金屬?gòu)?qiáng)度滿(mǎn)足高于母材SA-182F316LN強(qiáng)度的要求。350℃時(shí)，SA-182F316LN母材抗拉強(qiáng)度460 MPa，焊縫金屬?gòu)?qiáng)度達(dá)到520 MPa。另外，相比于室溫測(cè)試結(jié)果，SA-508 Gr.3 Cl.2母材及690焊縫金屬350℃時(shí)屈強(qiáng)比基本保持不變，但316LN屈強(qiáng)比下降比較明顯。

2.3 沖擊試驗(yàn)

按照CAP1400核電站項(xiàng)目要求，SA-508 Gr.3 Cl.2沖擊試驗(yàn)的要求是：試驗(yàn)溫度-21℃時(shí)，三個(gè)試樣吸收能量平均值應(yīng)不小于48 J；試驗(yàn)溫度12℃時(shí)，平均值不小于68 J。SA-508 Gr.3 Cl.2母材及焊縫熱影響區(qū)不同位置沖擊試驗(yàn)結(jié)果如圖4所示。

圖4 沖擊試驗(yàn)結(jié)果

在不同沖擊溫度下，母材吸收能量基本維持在230 J以上，焊接過(guò)程中的循環(huán)熱輸入導(dǎo)致母材熱影響區(qū)沖擊韌性降低，12℃時(shí)母材熱影響區(qū)吸收能量最低值為180 J、-21℃時(shí)母材熱影響區(qū)吸收能量最低值降低至150 J左右。

2.4 疲勞試驗(yàn)

在350℃的條件下，對(duì)SA-508Gr.3Cl.2和SA-182F316LN焊接熱影響區(qū)進(jìn)行等幅低循環(huán)疲勞試驗(yàn)。試驗(yàn)時(shí)每組試樣選取若干應(yīng)變值，分別測(cè)定其達(dá)到失效的循環(huán)數(shù)、應(yīng)變和失效反向數(shù)。根據(jù)應(yīng)力、應(yīng)變及反向失效數(shù)繪制應(yīng)變-壽命曲線和穩(wěn)定應(yīng)力幅-塑性應(yīng)變幅曲線，如圖5和圖6所示。

圖5 SA-508 Gr.3 Cl.2焊接熱影響區(qū)疲勞試驗(yàn)結(jié)果

圖6 SA-182 F316LN焊接熱影響區(qū)疲勞試驗(yàn)結(jié)果

試驗(yàn)過(guò)程中，隨著循環(huán)次數(shù)的增加，應(yīng)力幅先有松弛的過(guò)程，隨后較長(zhǎng)時(shí)間保持穩(wěn)定，在疲勞循環(huán)后期，隨著疲勞裂紋的擴(kuò)展，試樣失效斷裂，裂紋均發(fā)生在試樣標(biāo)距段內(nèi)。由圖5a和圖6a可見(jiàn)，焊接接頭熱影響區(qū)的低周疲勞壽命與應(yīng)變幅密切相關(guān)，應(yīng)變幅越高，疲勞壽命越短。

根據(jù)繪制的應(yīng)變-壽命曲線，計(jì)算SA-508 Gr.3 Cl.2和SA-182 F316LN焊接熱影響區(qū)的疲勞延性指數(shù)c、疲勞強(qiáng)度指數(shù)b、疲勞延性系數(shù)ε'f和疲勞強(qiáng)度系數(shù)σ'f；根據(jù)穩(wěn)定應(yīng)力幅-塑性應(yīng)變幅曲線，計(jì)算材料在試驗(yàn)條件下的循環(huán)應(yīng)變硬化指數(shù)n'和循環(huán)強(qiáng)度系數(shù)K'。計(jì)算結(jié)果如表4所示。

表4 循環(huán)特征參數(shù)值

3 結(jié)論

采用滿(mǎn)足CAP1400核電站非能動(dòng)余熱排出熱交換器技術(shù)要求的鍛件和焊接材料，進(jìn)行接管和安全端結(jié)構(gòu)焊接工藝性試驗(yàn)。對(duì)焊接接頭進(jìn)行無(wú)損探傷、金相檢查和力學(xué)性能試驗(yàn)。結(jié)果表明，焊縫金屬室溫及350℃抗拉強(qiáng)度始終高于SA-182F316LN母材，SA-508 Gr.3 Cl.2母材與690焊縫金屬室溫及350℃時(shí)屈強(qiáng)比基本保持不變，但316LN屈強(qiáng)比下降較明顯；不同沖擊試驗(yàn)溫度下，SA-508 Gr.3 Cl.2吸收能量基本維持在230 J以上，焊接熱循環(huán)導(dǎo)致焊接熱影響區(qū)沖擊韌性降低，-21℃時(shí)母材熱影響區(qū)吸收能量最低值降低到150 J左右。為減少缺陷產(chǎn)生幾率，實(shí)際生產(chǎn)過(guò)程中應(yīng)嚴(yán)格控制熱輸入，盡量采用較小的電流和快速焊接，減小熱源在焊縫邊緣的停留時(shí)間，減少碳的遷移和母材金屬在焊縫中的熔合比，以保證焊接質(zhì)量。

[1]鄭明光，杜圣華.壓水堆核電站工程設(shè)計(jì)[M].上海：上?？茖W(xué)技術(shù)出版社，2013：149-152.

[2]黃均麟，劉宏斌.穩(wěn)壓器接管與安全端異種金屬接頭的焊接研究[J].核動(dòng)力工程，2013（34）：141-143.

[3]劉全印.核電站穩(wěn)壓器設(shè)備安全端焊接技術(shù)[J].壓力容器，2009（199）：34-37.

[4]王海濤.核電安全端異種金屬焊接接頭的局部力學(xué)性能及斷裂行為[D].上海：華東理工大學(xué)，2013.

Properties of nozzle safe-end welded joints in CAP1400 nuclear power plant

GU Yu1，LIU Weihua2，ZHANG Junbao1，YU Yan1
（1.Shanghai Nuclear Engineering Research&Design Institute，Shanghai 200233，China；2.China Nuclear Industry Fifth Construction Co.，Ltd，Shanghai 201500，China）

In this paper，mechanical properties and weldability were invested for the nozzle safe-end weld joint of CAP1400 nuclear power plants.It is showed that the NDT and mechanical properties test results meet the design requirements.At room temperature and 350℃test conditions，yield ratio of SA-508Gr.3 Cl.2 and 690 weld metal has little change，while yield ratio of SA-182 F316LN decreases obviously.The impact toughness of the SA-508Gr.3 Cl.2 heat affected zone decreases significantly due to the welding heat input.The absorbed energy of SA-508 Gr.3 Cl.2 base metal remains at above 230 J at different impact test temperature，while the absorbed energy of heat affected zone reduces to about 150 J.

CAP1400；nozzle safe-end；mechanical properties

TG407

A

1001－2303（2016）12－0080-04

10.7512/j.issn.1001-2303.2016.12.17

獻(xiàn)

谷雨，劉衛(wèi)華，張俊寶，等.CAP1400核電站接管和安全端焊接接頭性能[J].電焊機(jī)，2016，46（12）：80-83.

2016-07-18

國(guó)家重大專(zhuān)項(xiàng)資助項(xiàng)目（2010ZX06002）

谷雨（1982—），男，吉林人，博士，高級(jí)工程師，主要從事核電焊接設(shè)計(jì)的相關(guān)工作。