郭召生　李杰　劉瑜

摘要：綜合介紹了放射性環(huán)境下實施一回路閥門整體自動切割和焊接更換技術(shù)的開發(fā)和應用，以及項目實施過程中的輻射防護手段和放射性粉塵處理方法。該套整體更換技術(shù)的成功研制和實施，為一回路重要設(shè)備采取保守維護策略提供了重要支持，同時也開拓了核電機組重要設(shè)備的維修及更換方法。

關(guān)鍵詞：自動焊接;自動切割;輻射防護;放射性閥門更換

中圖分類號：TG457.2文獻標志碼：A文章編號：1001-2303（2020）05-0077-07

DOI：10.7512/j.issn.1001-2303.2020.05.16

0 前言

壓水堆核電站一回路管道及閥門等設(shè)備是包容反應堆運行過程中產(chǎn)生的放射性介質(zhì)的一道屏障。機組進入商業(yè)運行后，核電站重要檢修活動將按照壓水堆核電廠核島機械設(shè)備在役檢查規(guī)則（RSE-M）的相關(guān)要求執(zhí)行，一回路重要閥門檢修活動被完全包含在核安全法及相關(guān)規(guī)范的要求中[1]。

當前針對放射性環(huán)境下的放射性閥門更換及維護一般采用人工?；诠ぷ鲿r間、工作質(zhì)量穩(wěn)定性以及維修后相關(guān)檢查手段優(yōu)化等方面考慮，迫切需要更加優(yōu)質(zhì)、高效的維修策略和方法。文中從一回路閥門更換的實際需求出發(fā)，開發(fā)相關(guān)切割、焊接工藝及配套方法，達到縮短維修時間、提高維修質(zhì)量、優(yōu)化檢測工藝等目的，為核電機組長期的可靠穩(wěn)定運行提供保障。

1 閥門簡介

1.1 閥門工作環(huán)境

閥門位于反應堆廠房內(nèi)部，是核島一回路冷卻劑系統(tǒng)上的逆止閥，介質(zhì)為含硼水。該閥門在系統(tǒng)和現(xiàn)場的具體位置如圖1所示。

1.2 閥門功能

旋啟式止回閥，設(shè)計等級為RCC-P 1級，制造等級為RCC-M 1級，質(zhì)量等級為C1。閥門備件制造過程中，應嚴格控制尺寸等具體要求并出具最終的EOMR（制造完工報告）。該類閥門的結(jié)構(gòu)如圖2所示。

該類閥門泄漏主要分為外漏和內(nèi)漏兩種形式。一回路逆止閥與系統(tǒng)管道的連接均為焊接方式，因此外漏主要來自閥門閥蓋處，內(nèi)漏則來自閥門閥瓣密封處。由于內(nèi)漏缺陷不易被提前識別且糾正性維修的難度大，加上機組在長達幾十年的商運期間，每次大修完成后都需針對該閥門的密封性進行驗證性試驗，使得該類閥門功能的可靠性要求處于核電機組所有設(shè)備的頂端。

2 焊接工藝開發(fā)過程簡介

2.1 焊接設(shè)備

焊接設(shè)備采用加拿大利寶迪公司生產(chǎn)的GT-Ⅵ自動管焊機，主要由電源供應器、監(jiān)控控制臺、輔助編輯控制器以及焊接機頭及其相關(guān)配套軌道等部分組成。該套焊接設(shè)備具有操作簡便、焊接參數(shù)輸出及焊接過程控制穩(wěn)定等有優(yōu)點。自動管焊機如圖3所示。

2.2 試驗材料及方法

根據(jù)RCC-M（2000+2002 補遺）壓水堆核電站核島機械設(shè)備設(shè)計與監(jiān)造法則規(guī)定中關(guān)于RCC-M 1級部件的相關(guān)要求[2]，試驗材料選擇與更換閥門材質(zhì)相同（Z2CND1812N）、直徑φ323.8 mm×28.58 mm的不銹鋼管道。

試驗方法：使用自動焊機，采用TIG脈沖焊[3]對兩組對接試件進行焊接，焊后宏觀金相如圖4所示。

2.3 焊接坡口確定

經(jīng)查閱焊接手冊第三卷焊接結(jié)構(gòu)生產(chǎn)篇[4]，坡口的幾何設(shè)計原則是：坡口的形式和尺寸主要根據(jù)焊接方法和板材厚度來選擇設(shè)計，同時應考慮以下原則：（1）保證焊接質(zhì)量。滿足焊接質(zhì)量要求是首先考慮的原則，也是選擇設(shè)計坡口的最基本要求;（2）便于焊接施工;（3）坡口加工簡單;（4）便于控制焊接變形。

相比U型坡口等比較復雜的加工工藝，在放射性工作環(huán)境中，加工工藝簡單的坡口更有利于控制現(xiàn)場的工作質(zhì)量?；诂F(xiàn)有自動焊機機頭的結(jié)構(gòu)形式，同時參考以往類似成熟工藝評定經(jīng)驗，確定采用雙V型坡口進行機械加工。待焊部位的坡口型式如圖5所示。

2.4 焊接方式及參數(shù)的確定

按照以往成熟的焊接經(jīng)驗生成預工藝數(shù)據(jù)單（PWDS），作為焊接工藝評定的指導文件。主要對坡口形式、組對方式、填充材料、焊接方法以及焊接電流、焊接電壓、焊接速度的范圍等參數(shù)進行規(guī)定和明確[4]。

2.5 焊后檢查方法及結(jié)論

結(jié)合規(guī)范RCC-M（2000+2002 補遺）中的要求，對焊后試件的不同部位進行取樣[2]并進行熔覆金屬縱向試驗、接頭全厚度橫向拉伸試驗、彎曲、沖擊及化學分析等各項試驗，焊接試樣截取示意如圖6所示。

所有相關(guān)檢查和檢驗結(jié)果均無異常，滿足規(guī)范要求[2]，用于閥門更換用焊接工藝評定結(jié)果為合格，焊縫微觀金相如圖7所示。

2.6 焊接工藝規(guī)程的生效

按照已完成的試驗件相關(guān)工作，生成閥門更換產(chǎn)品焊縫完成的工藝評定報告。報告主要對工藝評定的各個方面尤其是檢測部分給出結(jié)論，主要附件有工作實施過程中使用的焊接質(zhì)量計劃、焊接記錄單、焊縫無損檢驗報告、試件外送檢驗報告、母材材質(zhì)證明、焊材材質(zhì)證明、保護氣體成分說明以及工機具校驗單等。焊接工藝評定報告目錄如圖8所示。

據(jù)此，現(xiàn)場更換閥門的先決條件均已滿足，具備開工條件。

3 切割實施

3.1 固定方案

從現(xiàn)場管道走向來看，管道成“Z”字形走向，臨時支架將在垂直管道方向安裝“門”型支撐來防止管道擺動和竄動。管道支架固定方式模擬如圖9所示。

3.2 切割方案

從前期現(xiàn)場踩點及對待更換備件尺寸進行測量等方面出發(fā)，利用3D測量技術(shù)[5]，提前預制相關(guān)附件和管線，成功預見并解決了閥門切割后管道長度不足的差異。通過技術(shù)手段和流程來確保更換現(xiàn)場待焊部位的尺寸滿足要求，制定閥門整體切割更換方案，閥門更換項目簡要流程如圖10所示。

現(xiàn)場實施時，通過自動切割設(shè)備對待焊部位進行切割，自動切割作業(yè)如圖11所示。在完成第一次切割后，使用自行研發(fā)的測量技術(shù)獲取精準尺寸數(shù)據(jù)，指導二次加工，并最終滿足自動焊接的需求。通過該方法，成功解決了運行階段機組重要設(shè)備需整體切割更換時的尺寸偏差。傳統(tǒng)測量與3D模擬測量對比分析如表1所示。

4 輻射防護實施

4.1 環(huán)境輻射防護

沉積源項造成的輻射熱點是核電廠停堆檢修期間集體劑量的主要來源之一[6]。對于管道及閥門內(nèi)部出現(xiàn)的放射性熱粒子，充分利用機組下行階段各設(shè)備及相關(guān)系統(tǒng)的條件進行加壓沖洗，消除其存在。

針對現(xiàn)場打磨，切割作業(yè)時產(chǎn)生的熱粒子可能沉積在鉛皮表面[6]。在拆除屏蔽前使用長桿測量所有鉛皮表面劑量率是否正常。若發(fā)現(xiàn)異常則根據(jù)熱點實際劑量制定去除方案。若劑量水平較低，可直接用去污布擦除，如劑量水平較高，則通過改進現(xiàn)有粒子收集裝置，及時消除現(xiàn)場切割、打磨產(chǎn)生的放射性粒子和粉塵，降低環(huán)境劑量率。放射性粉塵收集原理如圖12所示。

4.2 實施人員輻射防護

按照放射性設(shè)備切割打磨基本防護要求，現(xiàn)場搭設(shè)負壓SAS，人員穿戴紙衣并佩戴氣面罩，調(diào)整輻射環(huán)境下人員工作時間來控制個人受照射劑量[7]。安排專人負責個人劑量的控制與登記，記錄結(jié)果交給輻射防護人員進行獨立檢查和確認。人員工作期間的防護措施如圖13所示。

5 焊接實施

5.1 法規(guī)要求

根據(jù)RSE-M（1997）壓水堆核電廠核島機械設(shè)備在役檢查規(guī)則B冊核安全1級部件維修分級章節(jié)（B8500）規(guī)定，本次擬采用的維修方案（涉及更換件對接焊接作業(yè)，Butt joint a replaced part by welding）屬于關(guān)注項[1]，按要求提前向國家核安全局進行報備。A8541規(guī)定的設(shè)備維修作業(yè)的分級要求見圖14。

5.2 焊接操作

按照既定的焊接文件，通過自動焊接方式進行焊接作業(yè)。在焊接作業(yè)實施期間，通過遠程監(jiān)視柜跟蹤現(xiàn)場焊接狀態(tài)，通過控制柜和輔助裝置調(diào)整焊接過程中的關(guān)鍵參數(shù)，以保證焊接質(zhì)量目的?，F(xiàn)場自動焊接操作如圖15所示。

5.3 焊后檢測

為實現(xiàn)閥門更換工期及質(zhì)量的最優(yōu)化，在滿足法規(guī)[1]要求的基礎(chǔ)上，結(jié)合長期類似的工作經(jīng)驗，對檢測方案進行調(diào)整。

現(xiàn)場閥門更換過程中將對每條焊縫進行兩次PT及RT檢查。焊接量為15%時進行第1次PT及RT檢查，確認焊接質(zhì)量合格后繼續(xù)進行焊接。待焊接量為100%時進行第2次PT及RT檢查，焊后兩次PT及RT檢查均合格，則視為現(xiàn)場焊接作業(yè)最終完成。

5.4 見證件焊接

根據(jù)向國家核安全局及華南監(jiān)督站呈送的《某電廠閥門維修處理方案（修改版）》中的要求，在現(xiàn)場更換工作完成后進行見證件的相關(guān)焊接工作。

按照備件預制和現(xiàn)場更換時的焊接形式，將進行2GT和5GT兩組見證件試件的預制及焊接。采用與產(chǎn)品相同的焊接工藝數(shù)據(jù)單，編寫專門的焊接質(zhì)量計劃并記錄相應的焊接參數(shù)。

焊接前對試件坡口進行相應的PT、VT檢查，合格后開始執(zhí)行焊接作業(yè)，15%厚度后進行PT、VT、RT檢查，確認合格后再開始自動焊焊接工作。厚度達到100%后再進行PT、VT、RT檢查，最終確認整個過程中所有無損檢查結(jié)果均一次性合格。

見證件焊接完成后送核工業(yè)工程研究設(shè)計有限公司檢測中心，按照RCC-M2000+2002補遺規(guī)范要求進行相應檢測及破壞性試驗，檢測報告（BG（LH）2015-03-0093和BG（LH）2015-03-0094 ）顯示結(jié)果均滿足要求。

至此，自動切割及焊接放射性閥門更換的相關(guān)流程全部完成。

6 結(jié)論

（1）將自動切割和焊接技術(shù)應用于在運機組，無論從人力需求還是設(shè)備維修后效果來看，相比傳統(tǒng)檢查維護方法有大幅改進，維修質(zhì)量和維修效率大幅提高，收益產(chǎn)出比明顯。

（2）與常規(guī)更換技術(shù)相比：自動焊接技術(shù)結(jié)合一定的輔助方法，避免因設(shè)備更換而被動進行一回路水壓試驗，時間節(jié)省效益明顯。

（3）與常規(guī)更換所需人員比較：自動切割技術(shù)大幅減少了對現(xiàn)場切割技術(shù)人員、手工焊接人員的依賴和需求，人員利用率效益明顯。

（4）與常規(guī)更換所需設(shè)備比較：通過采用3D測量及模擬技術(shù)，減小了人工測量技術(shù)的局限性及不穩(wěn)定性，測量質(zhì)量效果明顯。

參考文獻：

[1] RSE-M 1997版，壓水堆核電廠核島機械設(shè)備在役檢查規(guī)則[S]. AFCEN，2001.

[2] RCC-M 2000版+2002補遺，壓水堆核島機械設(shè)備設(shè)計和制造規(guī)則[S]. AFCEN，2002.

[3] 陳祝年. 焊接工程師手冊[M]. 機械工業(yè)出版社，2002：348384.

[4] 中國機械工程學會焊接學會. 焊接手冊[M]. 北京：機械工業(yè)出版社，2008：876-890.

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