谭 勇,薛敬凯,何子昂,罗绪珍,王成林
(1.中核核电运行管理有限公司,浙江海盐314300;2.中国核动力研究设计院反应堆燃料及材料重点实验室,四川成都610041)
基于自动脉冲TIG焊的核级阀门管道焊接工艺
谭 勇1,薛敬凯2,何子昂2,罗绪珍2,王成林1
(1.中核核电运行管理有限公司,浙江海盐314300;2.中国核动力研究设计院反应堆燃料及材料重点实验室,四川成都610041)
针对核电厂运行期间核一级手动截止阀唇边焊易发生泄露的风险,要求阀门需要进行整体更换,分别对核级阀门两种规格的接头开展自动脉冲TIG焊接工艺研究,并对焊后的试件进行渗透、X射线探伤等无损检验和拉伸、弯曲、金相、化学分析和晶间腐蚀等破坏性检验。试验结果表明,壁厚2.77 mm的焊接接头拉伸力平均值为564 MPa,断后伸长率平均值为39.25%;壁厚8.7 mm的焊接接头拉伸力平均值为612 MPa,断后伸长率平均值为46.75%,两种壁厚的焊接接头均具有良好的力学性能,面弯试验和背弯试验均未发现裂纹,弯曲性能良好;壁厚2.77 mm接头的金相组织主要是板条状铁素体,壁厚8.7 mm接头的金相组织主要以树枝状铁素体为主;两种壁厚的焊接接头中熔敷金属的化学成分经检验均满足技术条件的规定;采用弯曲法进行晶间腐蚀试验,经检验两种规格的接头均无晶间腐蚀倾向。
核电厂;核级阀门;自动脉冲TIG
核电厂核一级手动截止阀是安装于核岛一回路的阀门,采用螺纹连接该阀门的阀体和阀盖,通过金属垫片保证阀体和阀盖间的密封,同时施以唇边焊防止介质泄漏,如图1所示。国内福清核电1号机组在热试一阶段热停堆平台,发现5台核一级手动截止阀唇焊开裂,热试一阶段结束后目视检查1号机组约700台截止阀,发现其中6台阀门中的法兰唇焊接处存在硼结晶。在发现泄漏的11台阀门中,9台为测温旁路隔离阀。热试二阶段,测温旁路1台隔离阀再次发生唇焊开裂。1号机组装料后达热停堆平台时,测温旁路1台隔离阀唇焊再次开裂。机组运行后,如发生大规模阀门唇边焊泄漏,可能带来一回路不可识别泄漏率超标及测温旁路不可用导致的核安全风险。
图1 阀门结构示意Fig.1 Schematic diagram of valve structure
为避免阀门运行期间唇边焊泄漏,提高机组的可靠性和安全稳定性,核电厂对核一级手动截止阀进行切割更换。由于现场空间位置有限,有些位置人员不可达,且环境辐射剂量高,工作环境不适合手工焊接。自动脉冲焊具有热输入量小、工作效率高、可远程控制等优点,尤其适合于核岛内高辐射环境下的管道焊接。
针对核电机组高辐照环境下阀门管道的焊接,采用自动脉冲TIG焊,对手动截止阀进行了自动焊接工艺试验。
试验材料为06Cr19Ni10,阀门进口管道壁厚8.7 mm,出口管道壁厚2.77 mm,根据RCC-M(2000+ 2002补遗)法国压水堆核电站核岛机械设备设计与监造法则的规定,焊件尺寸分别设计为150 mm× 60.3 mm×8.7 mm与150 mm×60.3 mm×2.77 mm,焊材为ER316L,规格为φ1.0 mm,母材和焊丝的化学成分如表1所示,力学性能如表2所示。
表1 母材和焊丝的化学成分Table1Chemicalcompositionofbasemetalandwelding
表2 母材和焊丝的力学性能Table 2 Mechanical properties of base metal and welding
1.2.1 焊接设备与方法
试验在POLYSOUDE自动焊机上进行,焊后对焊接接头进行渗透、X射线、金相、室温拉伸、弯曲试验、熔敷金属化学分析、δ铁素体与晶间腐蚀试验,利用OLYMPUS OLS40-SU显微镜观察接头金相组织并拍照,拉伸试验与拉伸试验均在WDW-100C型电子拉伸试验机上进行,拉伸试验的形状尺寸参照国家标准GB/T 2651-2008,弯曲试验的形状尺寸参照国家标准GB/T 2653-2008,晶间腐蚀按照GB/ T 4334-2008进行取样和试验。试验的判定标准按照RCC-M(2000+2002补遗)法国压水堆核电站核岛机械设备设计与监造法则执行。
1.2.2 焊接参数设计
在脉冲TIG焊接中,峰值电流起熔化焊丝打开熔池的作用,基值电流起稳弧作用。脉冲焊接中,焊接热输入主要考虑峰值电流。试验发现,当基值电流太小时,电弧容易熄灭,即使不熄灭,电弧在由峰值转向基值时燃烧也不稳定。峰值电流太大时,热输入量大,焊缝的热影响区会变宽,周围晶粒变粗,对焊缝的力学性能不利。
根据试验件壁厚的不同,在频率一致的情况下,分别设定焊接参数,如表3所示。
表3 焊接工艺参数Table 3 Welding parameters
按照RCC-M S7714.1节的规定,对焊缝金属和每侧宽度不小于15 mm的焊缝两侧相邻母材区域进行渗透检验,未发现任何线性显示和圆形显示,完全满足标准规定。
按照RCC-M S7714.3的规定,对焊接试件进行X射线探伤,未发现任何气孔、未熔合、裂纹等缺陷,满足标准规定。
奥氏体不锈钢焊缝中的显微组织由结晶方式及铁素体向奥氏体转化的固态相变共同决定,而结晶方式和固态相变最终随着Creq/Nieq和冷速的增加,铁素体形态由骨架状向蠕虫状过渡。虽然受到元素偏析造成局部Creq/Nieq不同的影响,但主要原因是焊缝不同位置处冷速不同所致。焊缝中部冷速最慢,温度梯度小,铁素体以骨架状为主;焊缝偏离中心处冷速慢,铁素体以板条状或树枝状为主,熔合区附近以蠕虫状为主[2-5]。
两种壁厚规格的接头的焊缝区微观组织如图2所示,壁厚2.77 mm的试件焊缝区微观组织主要为板条状δ-铁素体,壁厚8.7 mm的试件焊缝区微观组织主要为树枝状与蠕虫状δ-铁素体,这说明壁厚2.77 mm试件焊接过程中焊缝区散热速度较快,生成以板条状为主的δ-铁素体;壁厚8.77 mm试件焊接过程中焊缝区散热速度较慢生成以树枝和蠕虫状为主的δ-铁素体,图中黑色部分为δ-铁素体,白色部分的为奥氏体基体。
图2 焊缝微观组织Fig.2 Microstructures of welded joints
焊接接头的拉伸性能测试结果如表4所示,δ= 2.77 mm的试件拉伸强度平均值为564 MPa,δ= 8.7 mm的试件拉伸强度平均值为612 MPa,均高于母材抗拉强度的下限值520 MPa;δ=2.77 mm的试件断后伸长率平均值为39.25%,δ=8.7 mm的试件断后伸长率平均值为46.75%,两种试件的焊接接头均具有良好的拉伸性能。
表4 拉伸试验结果Table 4 Result of tensile test
对焊接接头的拉伸断口进行扫描试验,结果如图3所示。图3a为δ=2.77 mm的拉伸试件断口宏观扫描形貌和微观扫描形貌,未见明显的可视性缺陷,断口色泽灰暗,可以明显地观察到纤维区,中心有很多大小不一的韧窝,为韧性断裂;图3b为δ=8.7 mm的拉伸试件断口宏观扫描形貌与微观扫描形貌,断口同样由许多大小不一的韧窝组成,其中部分凹坑较大,为韧性断裂。
图3 拉伸试件断口形貌Fig.3 Fracture morphology of tensile samples
对两种规格的试件进行弯曲试验,结果如表5所示。经面弯试验与背弯试验均未发现裂纹,说明焊接接头具有良好的弯曲性能。
表5 弯曲试验结果Table 5 Result of bending test
采用表3所示的焊接参数在管件上堆焊熔敷金属,对熔敷金属进行车削加工,并对削屑进行化学分析,结果如表6所示。
由表6可知,各元素的实测值均在标准规定的要求内,完全满足标准规定。
表6 化学分析试验结果Table 6 Result of chemical test %
晶间腐蚀按照GB/T 4334-2008 E进行取样,采用弯曲法进行试验,结果如表7所示,均无晶间腐蚀倾向。
(1)核一级手动截止阀所对应的两种规格的自动脉冲焊接接头均具有较好的力学性能,δ=2.77 mm的试件拉伸强度平均值为564 MPa,δ=8.7 mm的试件拉伸强度平均值为612 MPa,均高于母材抗拉强度值520 MPa;δ=2.77 mm的试件断后伸长率平均值为39.25%,δ=8.7 mm的试件断后伸长率平均值为46.75%;经面弯与背弯试验均未发现裂纹;对断口进行电镜扫描,均呈韧性断裂状态。
(2)不锈钢脉冲焊接头组织为奥氏体和铁素体,δ=2.77 mm的试件金相组织以板条状铁素体为主,δ=8.7 mm的试件金相组织以树枝状铁素体和蠕虫状铁素体为主。
表7 晶间腐蚀试验结果Table 7 Result of intergranular corrosion test
(3)焊缝熔敷金属经化学分析,各项化学元素均在标准规定的范围内。
(4)采用弯曲法对两种规格的试样进行晶间腐蚀,试件均无晶间腐蚀倾向。
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Page 83不易产生冷裂纹。其中第1~4焊道硬度较大,主要是由于焊道较窄,C元素扩散进焊缝,且Cr、Ni等合金元素稀释较严重,奥氏体晶粒细化,组织较细小,其次后续焊道多次对其进行热处理,提高了其硬度;第5~8焊道采用的焊接线能量较高,冷却速度慢,奥氏体晶粒较大,且均匀分布在奥氏体间的铁素体含量减少,使其硬度值较小。
图4 熔合线两侧化学成分分布
图5 焊接接头各焊道硬度值
(1)复合板焊缝组织均为奥氏体加少量铁素体,其中TIG打底焊道组织中铁素体含量较高,镍基焊道组织中铁素体含量较少。基层焊道熔合线附近无明显脱碳层,且未生成脆硬的马氏体或者魏氏体组织。Cr、Ni和Mo在基层焊缝熔合线附近未发生明显稀释,C元素存在一定量的扩散,但未对焊接接头的力学性能造成明显不利影响。
(2)复合板镍基焊接接头拉伸、弯曲和冲击性能均满足使用性能要求,焊接接头各焊道硬度均低于350 HV10,不易产生冷裂纹。
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Welding technology of nuclear grade valve pipeline based on automatic pulse TIG welding
TAN Yong1,XUE Jingkai2,HE Ziang2,LUO Xuzhen2,WANG Chenglin1
(1.CNNC Nuclear Power Operations Management Company,Haiyan 314300,China;2.Science and Technology on Reactor Fuel and Materials Laboratory,Nuclear Power Institute of China,Chengdu 610041,China)
Aiming at the risk during the operation of nuclear power plants nuclear level manual valve is easy to leak,need to replace the whole of the valve,the joint of nuclear grade valve 2 specifications were carried out automatic pulse TIG welding of butt welded specimens and the penetration,X ray inspection and nondestructive inspection etc.the tensile,bending,metallographic examination,chemical analysis of damage and intergranular corrosion test.The test results show that 2.77 mm welding joint tensile value is 564 MPa and the average elongation is 39.25%8.7 mm,the welding joint tensile mean value is 612 MPa and the average elongation is 46.75%,2 kinds of wall thickness of welded joints have good mechanical properties;the bending test,2 kinds of wall thickness the welding joint face bend test and back bending test are not found in cracks,both joints have good bending performance;microstructure of 2.77 mm joints is mainly lath shaped ferrite and microstructure of 8.7 mm joints mainly in dendritic ferrite;chemical composition of weld metal in welded joints of 2 kinds of wall the thickness of the inspected shall meet the technical conditions required;for intergranular corrosion test by bending method,the two kinds of joints have no tendency of intergranular corrosion.
nuclear plant;nuclear grade valve;automatic pulse TIG welding
TG457
A
1001-2303(2017)08-0109-05
10.7512/j.issn.1001-2303.2017.08.21
2017-05-23
谭 勇(1973—),男,高级工程师,学士,主要从事核电厂机械设备管理工作。E-mail:tany@cnnp.com.cn。
本文参考文献引用格式:谭勇,薛敬凯,何子昂,等.基于自动脉冲TIG焊的核级阀门管道焊接工艺[J].电焊机,2017,47(08):109-113.