核電廠屏蔽主泵安裝焊接技術(shù)研究

苗明華，尹清斌，王江濤，謝春法，李瑞波

核電廠屏蔽主泵安裝焊接技術(shù)研究

苗明華，尹清斌，王江濤，謝春法，李瑞波

（上海核工程研究設(shè)計(jì)院有限公司，上海 200233）

作為核主泵的泄漏防護(hù)屏障，CANOBY密封環(huán)的焊接質(zhì)量關(guān)乎核電廠的安全運(yùn)行。結(jié)合ASME焊接規(guī)范，針對(duì)密封環(huán)焊接工藝評(píng)定的制定思路、執(zhí)行標(biāo)準(zhǔn)、重要變素以及焊工資質(zhì)評(píng)定進(jìn)行分析研究。根據(jù)核主泵的安裝邏輯，提出了一種施工工藝進(jìn)行驗(yàn)證。結(jié)果表明，ASME BPVC Ⅲ-NB分卷的特殊要求是對(duì)ASME BPVC IX卷重要變素的重要補(bǔ)充，兩者結(jié)合起來(lái)是保證焊接工藝評(píng)定正確開(kāi)展的前提。分階段焊接密封環(huán)焊縫的施工工藝行之有效，焊接過(guò)程得到良好控制，保障了核主泵焊接質(zhì)量一次性合格。

核主泵；CANOBY密封環(huán)；ASME；工藝評(píng)定；重要變素

核電廠冷卻劑回路循環(huán)泵被稱(chēng)為反應(yīng)堆冷卻劑泵，簡(jiǎn)稱(chēng)為核主泵，被業(yè)內(nèi)稱(chēng)為核電廠的“心臟”。核主泵是壓水堆冷卻劑回路系統(tǒng)中唯一高速運(yùn)轉(zhuǎn)的機(jī)械設(shè)備，其用于驅(qū)動(dòng)帶有放射性的高溫高壓的冷卻劑，使其以大的流量形成強(qiáng)迫循環(huán)。冷卻劑流經(jīng)堆芯把核燃料裂變鏈?zhǔn)椒磻?yīng)產(chǎn)生的熱量傳送至蒸汽發(fā)生器，使二次側(cè)給水汽化成為驅(qū)動(dòng)常規(guī)島汽輪機(jī)發(fā)電的干飽和蒸汽[1]。目前，壓水堆核電廠主泵有屏蔽泵和軸封泵兩類(lèi)，其主要差異在于是否存在軸封。雖然軸封泵效率更高，但是軸封磨損一直是阻礙軸封泵推廣的重要問(wèn)題[2]，而且軸密封需要大量的外部系統(tǒng)支持，當(dāng)出現(xiàn)電力故障，支持系統(tǒng)就可能喪失作用，軸密封部位將成為冷卻劑泄漏的潛在風(fēng)險(xiǎn)。

國(guó)內(nèi)某核電機(jī)組的核主泵采用了屏蔽電機(jī)泵[3]，即：屏蔽電動(dòng)機(jī)+無(wú)軸封的泵。相較于傳統(tǒng)壓水堆核電廠反應(yīng)堆冷卻劑泵采用的軸封泵，屏蔽電機(jī)泵技術(shù)優(yōu)勢(shì)更加明顯，徹底消除了“軸封失效”這一潛在的泄漏根源。屏蔽電機(jī)泵將電機(jī)和所有轉(zhuǎn)動(dòng)部件包含在一個(gè)壓力容器內(nèi)，該壓力容器由泵殼、定子蓋、定子主法蘭、定子外殼、定子下部法蘭和定子端蓋組成，設(shè)計(jì)方創(chuàng)造性地為泵殼和定子蓋間的連接設(shè)計(jì)出一個(gè)可焊的卡努比（CANOBY）型式密封組件[4]，提供了核主泵最終的泄漏保護(hù)屏障。本文從焊接工藝評(píng)定制定及施工工藝兩方面開(kāi)展對(duì)核主泵安裝及密封環(huán)焊接技術(shù)的理論研究和施工驗(yàn)證?？ㄅ让芊猸h(huán)直接影響核主泵的泄漏防護(hù)，更關(guān)系到整個(gè)核電廠的安全運(yùn)行，所以研究并保障核主泵的安裝焊接質(zhì)量顯得至關(guān)重要。

1　核主泵安裝焊接概況

某核電機(jī)組的核主泵由美國(guó)科蒂斯·懷特EMD公司設(shè)計(jì)和制造，整體供貨于核島現(xiàn)場(chǎng)，由安裝單位完成最終的上部卡努比密封環(huán)與泵殼的焊接。泵殼材質(zhì)為ASME SA351 CF8A，厚度約為402 mm；密封環(huán)材質(zhì)為ASMESA182 F304N，厚度約為11 mm。其結(jié)構(gòu)形式如圖1所示。

圖1　密封環(huán)焊接接頭形式示意圖

2　核主泵安裝焊接工藝評(píng)定

2.1　工藝評(píng)定標(biāo)準(zhǔn)的確定

焊接工藝評(píng)定是核主泵密封環(huán)焊接質(zhì)量合格的重要保障，它可以驗(yàn)證擬定焊接工藝的正確性，以及評(píng)價(jià)施工單位能否焊接出符合標(biāo)準(zhǔn)要求的焊接接頭。而選擇正確的工藝評(píng)定標(biāo)準(zhǔn)更加至關(guān)重要，它是正確開(kāi)展工藝評(píng)定工作的前提。

核主泵的泵殼和密封環(huán)均為核安全1級(jí)部件，采用ASME BPVC規(guī)范第Ⅲ卷NB分卷標(biāo)準(zhǔn)進(jìn)行設(shè)計(jì)、制造和安裝，其焊接工藝評(píng)定以ASME BPVC IX卷和ASME BPVC Ⅲ-NB分卷為基礎(chǔ)結(jié)合設(shè)計(jì)要求開(kāi)展[5,6]。

2.2　焊接方法的選擇

核主泵泵殼及密封環(huán)材質(zhì)均屬于奧氏體不銹鋼，焊接性能優(yōu)良，但是其導(dǎo)熱系數(shù)小、線(xiàn)膨脹系數(shù)大[7]，而且密封環(huán)形狀特殊，為C型且上端自由開(kāi)放，焊接時(shí)易產(chǎn)生較大的拉應(yīng)力和變形，所以應(yīng)盡可能選用能量集中、焊接變形小的焊接方法。另外，核主泵安裝環(huán)境和清潔度要求較高，焊接過(guò)程中應(yīng)盡可能避免產(chǎn)生藥皮殘?jiān)w濺等異物。綜上考慮，安裝焊接密封環(huán)采用手工鎢極氬弧焊（GTAW）。

2.3　工藝評(píng)定的重要變素

根據(jù)ASME BPVC IX卷規(guī)定，工藝評(píng)定的試件類(lèi)型、評(píng)定范圍、檢驗(yàn)項(xiàng)目及數(shù)量和試驗(yàn)方法應(yīng)遵循QW-451.3的要求，采用板-板搭接接頭，焊后進(jìn)行宏觀檢驗(yàn)。QW-256列出了影響工藝評(píng)定的各個(gè)變素，根據(jù)ASME BPVC Ⅲ- NB分卷NB-2300規(guī)定，奧氏體不銹鋼的工藝評(píng)定試樣不要求進(jìn)行沖擊試驗(yàn)，則QW-256中的附加重要變素和非重要變素均無(wú)需考慮，所以核主泵的工藝評(píng)定需要綜合執(zhí)行QW-256中的重要變素和NB-4360的相關(guān)規(guī)定，主要有以下幾個(gè)要點(diǎn)：

（1） QW-403.8評(píng)定的試件厚度，QW-451.3中規(guī)定評(píng)定的范圍是所有厚度母材，但是NB-4363（a）特殊規(guī)定：當(dāng)把薄的密封件焊到厚壁構(gòu)件時(shí)，薄壁構(gòu)件的厚度范圍可以從評(píng)定厚度的-10%到2倍。綜合評(píng)定變素，薄壁構(gòu)件的厚度范圍應(yīng)為評(píng)定厚度的-10%到2倍，厚壁構(gòu)件的厚度范圍大于薄壁構(gòu)件的最小厚度。泵殼焊接部位厚度為401.6 mm，密封環(huán)厚度為10.8 mm。為保證工藝評(píng)定結(jié)果更匹配施工實(shí)體，核主泵安裝焊接工藝評(píng)定薄壁試件選用10 mm，則評(píng)定結(jié)果如下：薄壁構(gòu)件的厚度范圍是9～20 mm，厚壁構(gòu)件的厚度范圍是≥9 mm，可以覆蓋產(chǎn)品實(shí)體焊接，也可減少評(píng)定時(shí)熔敷金屬量。

（2） QW-403.11評(píng)定的P-No.，焊接工藝評(píng)定應(yīng)使用相同的P-No.材料。按照QW-422鐵基材料的分組規(guī)定，泵殼材質(zhì)ASME SA351 CF8A和密封環(huán)材質(zhì)ASMESA182 F304N的材料分組均為P-No.8。在核反應(yīng)堆的運(yùn)行工況下，304L不銹鋼的組織和性能穩(wěn)定，耐輻照性好[8]，因此焊接工藝評(píng)定選用相同P-No.8材料ASME SA240 304L。

（3） QW-404填充金屬，根據(jù)ASME SA240 304L材料力學(xué)性能和化學(xué)成分[9]，如表1及表2所示，工藝評(píng)定填充金屬選用實(shí)芯焊絲ER308L。這種填充金屬中的碳含量小于0.03%，屬于超低碳焊絲，可以降低晶間碳化物沉淀的可能性，提高焊縫抗晶間腐蝕的能力。ASME標(biāo)準(zhǔn)號(hào)為SFA-No.5.9，材料分組F-No.6，焊縫金屬化學(xué)成分分類(lèi)A-No.8，直徑2.0 mm，安裝焊接使用填充金屬與評(píng)定保持一致。

表1　ASME SA240 304L和ER308L力學(xué)性能對(duì)比

表2　ASME SA240 304L和ER308L化學(xué)成分對(duì)比（%）

（4） QW-406.1預(yù)熱溫度，標(biāo)準(zhǔn)規(guī)定預(yù)熱溫度降低大于55 ℃，需要重新評(píng)定。設(shè)計(jì)技術(shù)規(guī)格書(shū)要求奧氏體不銹鋼焊接最低溫度為10 ℃，工藝評(píng)定試件的焊接在正常室溫下進(jìn)行即可覆蓋產(chǎn)品施工。

（5） QW-407焊后熱處理，根據(jù)NB-4622.1規(guī)定，對(duì)于P-No.8材料，不要求進(jìn)行焊后熱處理，該變素?zé)o影響。

（6） QW-408保護(hù)氣體，評(píng)定用保護(hù)氣體選用純度為99.99%的氬氣，流量15～20 L/min，產(chǎn)品焊接保護(hù)氣體與評(píng)定保持一致。

（7） QW-410.11焊接技巧，工藝評(píng)定焊接與產(chǎn)品焊接均采用室外焊，該變素?zé)o影響。

（8） QW-405焊接位置，工藝評(píng)定焊接位置與產(chǎn)品焊接均采用4F仰角焊。

2.4　焊接工藝參數(shù)

在焊接過(guò)程中，過(guò)高的層間溫度及過(guò)大的焊接熱輸入導(dǎo)致熱影響區(qū)（HAZ）和焊縫的裂紋敏感性以及晶間腐蝕傾向增大[10]。因此，焊接過(guò)程中必須注意控制焊接線(xiàn)能量的輸入，采取小規(guī)范參數(shù)，小擺動(dòng)，多層多道焊的焊接工藝，擬定的焊接工藝參數(shù)如表3所示。

表3　焊接工藝參數(shù)表

2.5　評(píng)定試件的檢驗(yàn)

按照NB-4366.2規(guī)定，對(duì)于手工焊應(yīng)焊接2個(gè)工藝評(píng)定試件。從每個(gè)試件上至少切取4個(gè)橫截面進(jìn)行檢驗(yàn)，必須在焊接開(kāi)始和終止的部位各取一個(gè)橫截面試樣，其余隨機(jī)選取，但每一個(gè)切口的兩個(gè)橫截面中只能選取一個(gè)用于檢驗(yàn)。每個(gè)橫截面根據(jù)NB-4367（b）和QW-183的要求進(jìn)行檢測(cè)，經(jīng)打磨拋光及腐蝕后放大10～15倍，所有表面均沒(méi)有裂紋、未焊透、嵌條、未熔合以及圓形缺陷或夾渣，且焊腳長(zhǎng)度差小于3 mm，宏觀試驗(yàn)結(jié)果合格（見(jiàn)圖2）。

圖2　宏觀試驗(yàn)結(jié)果

2.6　焊工技能評(píng)定

焊工根據(jù)ASME BPVC IX卷規(guī)定進(jìn)行技能評(píng)定并取得相應(yīng)資格證，技能評(píng)定試驗(yàn)組件應(yīng)滿(mǎn)足NB-4366對(duì)工藝評(píng)定試驗(yàn)組件所規(guī)定的相同要求，并應(yīng)按照NB-4367進(jìn)行檢測(cè)。根據(jù)國(guó)家核安全局監(jiān)督管理要求，從事核級(jí)設(shè)備焊接的焊工還必須通過(guò)HAF603《民用核安全設(shè)備焊工焊接操作工資格管理規(guī)定》考試，取得特殊密封焊縫的專(zhuān)項(xiàng)資格證，某核電站主泵施焊焊工的專(zhuān)項(xiàng)資格項(xiàng)目為HWS P PD Z3。

3　核主泵焊接施工工藝

3.1　核主泵安裝焊接流程

核主泵密封環(huán)材質(zhì)屬于奧氏體不銹鋼，在高溫及保載應(yīng)力作用下易發(fā)生材料蠕變[11]，而且隨著應(yīng)變量增加，形變誘發(fā)馬氏體相的含量也隨之增加[12]，如果不提前進(jìn)行干預(yù)控制，最終材料可能失效并釀成核泄漏事故。核主泵在運(yùn)行期間，所處的高溫高壓環(huán)境無(wú)法改變，所以必須控制安裝階段的保載應(yīng)力，合理安排密封環(huán)焊接和主螺栓安裝順序，保障密封環(huán)焊縫焊后應(yīng)力狀態(tài)在主泵安裝完成前后均衡一致。因此，采取先安裝一部分主螺栓并高溫拉伸達(dá)到終緊狀態(tài)，再進(jìn)行密封環(huán)焊接的順序，避免主螺栓高溫拉伸安裝對(duì)密封環(huán)施加載荷應(yīng)力。

核主泵的主螺栓一圈共計(jì)24根，分布在密封環(huán)外圍，受主螺栓安裝位置影響，核主泵密封環(huán)焊接需要分兩個(gè)階段完成，其焊接施工工序如圖3所示。

圖3　密封環(huán)焊接施工流程圖

3.2　第一次可焊位置焊接

對(duì)主泵定位后，安裝第1批8個(gè)主螺栓并進(jìn)行高溫拉伸，即可確定第一次可焊位置（見(jiàn)圖4）。焊接前先測(cè)量計(jì)算對(duì)比8段可焊位置的組對(duì)間隙大小，最大不得超過(guò)1.5 mm，然后按照先焊接平均間隙小的位置，再焊接平均間隙大的原則，確定每名焊工的對(duì)稱(chēng)焊接順序。

圖4　第一次可焊位置

焊接時(shí)采用兩名焊工對(duì)稱(chēng)施焊的方法，焊縫采用多層多道焊，焊工沿著密封環(huán)逆時(shí)針?lè)较蜻M(jìn)行焊接，層間接頭錯(cuò)開(kāi)5～10 mm，最終焊縫成梯形結(jié)構(gòu)（見(jiàn)圖5），以保障第二次焊接時(shí)焊道接頭更好的熔合。根部焊道的焊接參數(shù)盡量采取焊接工藝評(píng)定的最大線(xiàn)能量進(jìn)行焊接，以確保根部接頭完全熔透，蓋面焊道采用搖擺焊，且盡量采用小的焊接線(xiàn)能量進(jìn)行焊接。為保證焊接質(zhì)量，每次起弧前和熄弧后需用氬弧把對(duì)焊縫充氬不小于20 s。

圖5　梯形焊縫示意圖

3.3　第二次剩余位置焊接

在密封環(huán)已焊位置附近對(duì)稱(chēng)安裝第二批的8根主螺栓，進(jìn)行高溫拉伸達(dá)到終緊狀態(tài)后，拆除第一批的8根主螺栓。第一批主螺栓拆除后的位置即為第二次需要焊接的剩余位置，第二次剩余位置的焊接方法和技術(shù)要求與第一次可焊位置的焊接相同。由于第二次剩余位置與第一次焊接的焊縫存在接口過(guò)渡，也應(yīng)保證兩次焊接時(shí)使用相同的實(shí)芯焊絲。

3.4　密封環(huán)焊縫的無(wú)損檢測(cè)

密封環(huán)焊縫根部打底后需進(jìn)行目視檢查，最終焊縫需進(jìn)行目視和液體滲透檢查。且每次液體滲透檢查前應(yīng)檢查C型密封環(huán)、主螺栓及螺栓孔的保護(hù)效果，滲透劑采用刷涂方法，防止?jié)B透劑污染到上述部位。目視檢查要求焊縫表面應(yīng)平整光滑，無(wú)裂紋、未熔合、未焊透、凹坑、焊瘤、氣孔等超標(biāo)缺陷；咬邊不應(yīng)超過(guò)0.8 mm，且不應(yīng)侵入所要求的截面厚度以?xún)?nèi)。液體滲透檢查要求不得產(chǎn)生任何裂紋或線(xiàn)性顯示；尺寸大于4.5 mm的圓形顯示；在一條直線(xiàn)上有4個(gè)或4個(gè)以上且邊緣相距小于或等于1.5 mm 的圓形顯示；與受評(píng)定的顯示有關(guān)的最不利部位上，任取一個(gè)面積為4 000 mm2且其主要尺寸不超過(guò)150 mm，在這個(gè)面積內(nèi)有10個(gè)或10個(gè)以上的圓形顯示。

4　工藝評(píng)定設(shè)計(jì)展望

CANOBY密封環(huán)的設(shè)計(jì)理念之一就是可重復(fù)拆裝，對(duì)泵和電機(jī)的內(nèi)件進(jìn)行檢修時(shí)，只需切割開(kāi)卡努比密封焊縫，當(dāng)泵重新組裝之后，再次焊好卡努比密封即可。但受制于構(gòu)件形式，每次拆裝只能切除密封環(huán)焊縫，而無(wú)法完全清除熱影響區(qū)，而多次焊接熱輸入會(huì)對(duì)熱影響區(qū)組織產(chǎn)生影響。在現(xiàn)有標(biāo)準(zhǔn)及技術(shù)規(guī)范下開(kāi)展的焊接工藝評(píng)定，沒(méi)有完整的模擬驗(yàn)證CANOBY密封環(huán)在多次拆裝后的材料組織變化。

期許設(shè)計(jì)方進(jìn)一步優(yōu)化核主泵密封環(huán)的焊接工藝評(píng)定要求，加強(qiáng)核主泵運(yùn)行質(zhì)量安全。

5　結(jié)論

本文通過(guò)焊接工藝評(píng)定對(duì)執(zhí)行標(biāo)準(zhǔn)及重要變素進(jìn)行研究，同時(shí)對(duì)核主泵安裝焊接的施工工藝進(jìn)行了適用性分析，得到結(jié)論如下：

（1）針對(duì)ASME BPVC IX卷重要變素進(jìn)行質(zhì)量控制，并結(jié)合ASME BPVC III-NB分卷的特殊要求，是保證焊接工藝評(píng)定正確開(kāi)展的關(guān)鍵。通過(guò)工藝試驗(yàn)結(jié)果，可以得出所擬定的GTAW工藝是正確的，其熔透性符合標(biāo)準(zhǔn)要求。

（2）采取分批安裝主螺栓并達(dá)到終緊狀態(tài)，再分階段焊接密封環(huán)焊縫的施工工藝行之有效，焊接過(guò)程得到良好控制，保障了核主泵密封環(huán)焊接質(zhì)量一次性合格。

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Study on the Installation and Welding Technology of Reactor Canned Coolant Pump in Nuclear Power Plant

MIAO Minghua，YIN Qingbin，WANG Jiangtao，XIE Chunfa，LI Ruibo

（Shanghai Nuclear Engineering Research & Design Institute Co.LTD，Shanghai，200233，China）

The welding quality of CANOBY the seal ring，which is the leakage protective barrier for the reactor coolant pump，directly affects the nuclear safety of the nuclear power plant. In combination with the ASME welding specification，the paper analyses and studies the development thought，the implementation standard，the essential variables and the qualification of the welder for the sealing ring welding process qualification. According to the installation logic of the reactor coolant pump，one construction technology was proposed for verification. It turns out that the special requirements of ASME BPVC III-NB volume are an important supplement to the essential variables of ASME BPVC IX，and the combination of the two is the premise to ensure the correct development of welding process qualification. The construction technology of sealing ring welding by stage is proven to be effective，and the welding process is well controlled，which ensures that the welding quality of the reactor coolant pump was qualified with a one-off effort.

Reactor coolant pump；CANOBY seal ring；ASME；Welding process qualification；Essential variables

TG44；TG441.4

A

0258-0918（2021）05-0935-06

2021-03-11

苗明華（1981—），男，本科，高級(jí)工程師，現(xiàn)主要從事核電廠焊接技術(shù)方面研究