CAP1400核電站接管和安全端焊接接頭性能

谷 雨，劉衛(wèi)華，張俊寶，余 燕

（1.上海核工程研究設(shè)計院，上海200233；2.中核集團第五建設(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)計院，上海200233；2.中核集團第五建設(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，焊接接頭無損探傷和力學(xué)性能試驗結(jié)果均滿足設(shè)計要求。室溫及350℃條件下，SA-508 Gr.3 Cl.2母材與690焊縫金屬屈強比基本保持不變，但SA-182 F316LN屈強比下降較明顯；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)又稱一回路系統(tǒng)，實現(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，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)由兩條對稱并聯(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?？紤]到現(xiàn)場焊接時低合金鋼焊后熱處理操作實施困難，設(shè)計制造時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行對接，將接管與主管道的異種金屬焊接轉(zhuǎn)變?yōu)椴讳P鋼的對接焊[2-3]。

接管和安全端之間的異種金屬接頭作為整個結(jié)構(gòu)中的薄弱部位，長時間高溫服役必然導(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)計制造提供技術(shù)支持。

1 試樣制備和試驗方法

1.1 試驗材料

試驗采用的焊接材料、母材及坡口尺寸等均與CAP1400核電站非能動余熱排出熱交換器安全端技術(shù)要求保持一致。母材采購自沈陽科金特種材料有限公司，690鎳基合金氣體保護焊焊絲為國際超合金公司的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核電站非能動余熱排出熱交換器安全端焊接和焊后熱處理工藝以及無損檢驗方法進行試板的制備和探傷，試板制備流程為：（1）SA-508 Gr.3 Cl.2接管端部進行隔離層堆焊，堆焊前對待堆焊面進行100%PT檢測；（2）隔離層堆焊完畢后進行100%PT和100%UT檢測；（3）隔離層焊后熱處理，熱處理保溫溫度設(shè)定為610℃；（4）打磨隔離層后進行100%PT和100%UT檢測；（5）接管與安全端坡口加工，坡口表面進行100%PT檢測；（6）坡口組對，采用自動TIG焊完成接管與安全端對接坡口；（7）對接焊縫100%PT、100%UT和100%RT檢測。

圖1 接管和安全端焊縫坡口

1.3 試驗方法

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

SA-508 Gr.3 Cl.2側(cè)熱影響區(qū)夏比V型缺口沖擊試驗按照AWS B4.0M-2000進行，試樣尺寸參照ASTM A370圖11A型的要求。試驗在-12℃及21℃下進行，一組三個試樣，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按照ASTM E606-2012進行，試驗采用圓形截面試樣，直徑φ10 mm。試驗溫度350℃，波形為三角波，應(yīng)變比為-1。試驗設(shè)備采用美國MTS電液伺服萬能材料試驗機MTS810.13。

2 試驗結(jié)果和分析

2.1 宏觀形貌

在焊接接頭無損探傷的基礎(chǔ)上，對焊縫金屬及兩側(cè)母材熱影響區(qū)進行宏觀和微觀檢查，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

安全端焊縫采用“等強度”的設(shè)計原則，即焊縫金屬性能應(yīng)不低于“弱側(cè)”母材的要求。對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℃拉伸試驗結(jié)果如圖3所示。

圖3 拉伸試驗結(jié)果

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

2.3 沖擊試驗

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

圖4 沖擊試驗結(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℃時母材熱影響區(qū)吸收能量最低值為180 J、-21℃時母材熱影響區(qū)吸收能量最低值降低至150 J左右。

2.4 疲勞試驗

在350℃的條件下，對SA-508Gr.3Cl.2和SA-182F316LN焊接熱影響區(qū)進行等幅低循環(huán)疲勞試驗。試驗時每組試樣選取若干應(yīng)變值，分別測定其達到失效的循環(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)疲勞試驗結(jié)果

圖6 SA-182 F316LN焊接熱影響區(qū)疲勞試驗結(jié)果

試驗過程中，隨著循環(huán)次數(shù)的增加，應(yīng)力幅先有松弛的過程，隨后較長時間保持穩(wěn)定，在疲勞循環(huán)后期，隨著疲勞裂紋的擴展，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，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、疲勞強度指數(shù)b、疲勞延性系數(shù)ε'f和疲勞強度系數(shù)σ'f；根據(jù)穩(wěn)定應(yīng)力幅-塑性應(yīng)變幅曲線，計算材料在試驗條件下的循環(huán)應(yīng)變硬化指數(shù)n'和循環(huán)強度系數(shù)K'。計算結(jié)果如表4所示。

表4 循環(huán)特征參數(shù)值

3 結(jié)論

采用滿足CAP1400核電站非能動余熱排出熱交換器技術(shù)要求的鍛件和焊接材料，進行接管和安全端結(jié)構(gòu)焊接工藝性試驗。對焊接接頭進行無損探傷、金相檢查和力學(xué)性能試驗。結(jié)果表明，焊縫金屬室溫及350℃抗拉強度始終高于SA-182F316LN母材，SA-508 Gr.3 Cl.2母材與690焊縫金屬室溫及350℃時屈強比基本保持不變，但316LN屈強比下降較明顯；不同沖擊試驗溫度下，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，實際生產(chǎn)過程中應(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[M].上海：上海科學(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

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，2016，46（12）：80-83.

2016-07-18

國家重大專項資助項目（2010ZX06002）

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