核反应堆压力容器主螺栓孔堆焊缺陷分析与质量控制

张纪锋 崔凡 朱勃 汪为庆

摘要：核反应堆压力容器是核电站的心脏，主螺栓孔的堆焊质量关系着反应堆压力容器能否正常开关操作，将影响核电厂的运行安全和运行时间。针对某反应堆压力容器制造过程中主螺栓孔堆焊存在的PT/UT检测不合格问题，分析焊接缺陷产生的原因为：（1）局部区域电弧不稳，焊缝区域保护不良;（2）焊接工位不佳，焊工操作难度大。提出了相应的改进措施，如：将手工堆焊改为机械氩弧焊，火焰加热改为电加热板加热;就工件状态进行针对性培训;加强待焊面的清理，强化操作要求。上述措施经现场验证明显提高了主螺栓孔堆焊PT/UT的一次合格率，对后续项目RPV的制造提供了技术积累和工程经验。

关键词：核反应堆压力容器;主螺栓孔;堆焊;质量控制

中图分类号：TG457.2      文献标志码：B         文章编号：1001-2003（2021）11-0072-05

DOI：10.7512/j.issn.1001-2303.2021.11.13

0    前言

压水堆核电站由核岛、常规岛及BOP系统组成。核岛系统主要由反应堆压力容器和蒸汽发生器等核岛主设备构成[1]。反应堆压力容器（Reactor Pressure Vessel，RPV）长期在高温、高压、强腐蚀和强辐射的环境下运行，要求容器内壁的腐蚀速率低于10 mg/（cm2·月）[2]，因此在RPV内表面需堆焊厚度大于6 mm的奥氏体不锈钢，以提高耐腐蚀性、耐冲刷性和耐磨性，结构示例如图1所示。

RPV是核电站的心脏，起着固定和包容堆内构件及堆芯的作用，是防止放射性物质外逸的第二道屏障[3]。RPV密封副是保证RPV密封的重要部件，在整个寿期内需要多次开关盖操作，全部主螺栓需要2000～3000颗/次拆卸安装。主螺栓孔一旦严重损伤，由于RPV无法返厂，只能就地维修，直接影响核电厂的运行安全和运行时间[4]。

文中针对某反应堆压力容器制造过程中主螺栓孔堆焊存在的PT/UT检测不合格问题，提出了切实可行的改进措施，为后续项目RPV的制造提供了工程经验。

1 主螺栓孔堆焊层结构

“ 华龙一号 ”是中国自主研发的第三代核电技术，RPV的设计和制造需满足RCC-M 2007版，其结构主要分为顶盖组件、容器组件和紧固密封组件，材料为16MND5低合金钢。顶盖组件和容器组件由紧固密封组件相连接，容器组件法兰端面需要机加工出58个主螺栓孔。

对比CRP1000项目RPV，“ 华龙一号 ”RPV设计寿命从40年提升到60年，设计结构进行诸多改进，其中一个比较突出的改进是容器组件上58个主螺栓孔靠近孔口内壁堆焊奥氏体不锈钢，如图2、图3所示，该堆焊层内径为174 mm，堆焊厚度5 mm，底部R角为R5 mm。

不锈钢堆焊层通常采用309L和308L的不锈钢焊丝或焊条进行堆焊，309L作为堆焊层的过渡层，其较高的Cr、Ni含量可平衡低合金钢母材的稀释，308L作为耐蚀层。焊丝的化学成分要求如表1所示，堆焊参数如表2所示。

2 主螺栓孔堆焊缺陷情况

某制造厂在“ 华龙一号 ”RPV制造过程中，主螺栓孔不锈钢堆焊完成后，对堆焊层进行渗透检测和超声波检测，发现不同程度渗透和超声波超标缺陷显示，其中超声波检测发现20个主螺栓孔总共存在28处超标缺陷。

针对缺陷情况，挑选具有典型缺陷的孔进行局部打磨至缺陷位置后进行PT检查。据观察发现，缺陷位于R5转角底部平面的堆焊层与母材的熔合线（面）上，根据缺陷显示出现到被完全去除的打磨深度可以确定，缺陷宽度约为4 mm，缺陷照片如图4所示。

3 缺陷原因分析

3.1 缺陷处化学成分分析

对缺陷处的熔敷金属和母材采取机加工方式取出屑状试样，分析其化学成分，缺陷处母材化学成分合格，接近母材的309L（距离原始堆焊表面0.5～1 mm）不锈钢堆焊层化学分析结果正常，排除了由于焊材用错和母材化学成分异常引起焊接缺陷的可能性。

3.2 焊接残余应力分析

采用SYSWELD软件对RPV主螺栓孔堆焊残余应力情况进行建模分析，建模计算结果如图5所示，堆焊完成后焊接残余应力最大值主要分布在整个堆焊区域的熔合线和母材热影响区，但整个熔合线和热影响区的残余应力水平相当，最大值主要分布在孔侧壁区域，不在R角根部位置，因此排除单纯由于应力集中引起开裂的可能。

3.3 奥氏体不锈钢焊接性能分析

RPV母材為低合金钢，堆焊层为奥氏体不锈钢，虽然奥氏体不锈钢具有良好的焊接性能，但焊接过程中存在着焊接热裂纹、脆化、晶间腐蚀和应力腐蚀等问题：①奥氏体不锈钢导热性较差（其热导率约为低碳钢的1/3），线膨胀系数大（约为低碳钢的1.4倍）[5]，导致焊接应力和焊接变形大，特别是对于主螺栓孔这种拘束度大的接头，焊接过程中会产生较大的焊接残余应力，有可能发展为焊接裂纹;②奥氏体焊缝凝固时不发生相变，奥氏体晶粒呈铸态柱状，方向性强，S、P等杂质容易偏析，容易产生晶格的聚集，焊接时易产生焊接裂纹;③焊接过程中产生的热量使焊缝处于敏化温度区，Cr的碳化物和铁素体容易从晶界析出，在晶界及其附近处形成高度局部腐蚀[6]，使晶粒之间的结合力大大减小，机械强度急剧降低。

3.4 缺陷性质分析

选取其中具有典型缺陷的主螺栓孔堆焊层，每次加工去除0.2 mm，整个过程中观察到缺陷处堆焊层熔深为0.7～1.9 mm，缺陷深度为距原始母材表面0.7～1.9 mm，缺陷宽度约4.5 mm，缺陷与熔合线完全重合，缺陷处熔深比正常区域更大，同时发现存在缺陷的堆焊层熔合线起伏较大，焊缝熔合宽度不均匀，表明焊接过程中存在电弧不稳定现象。对缺陷截面进行金相观察，发现缺陷位置在焊接过程中不锈钢与母材结合面在高温下被氧化，产生了大量氧化物，导致堆焊层与母材间存在未结合及结合力不足的情况。

3.5 小结

综上所述，此次主螺栓孔堆焊层产生焊接缺陷的原因为：焊接过程中局部区域电弧不稳，焊缝区域保护不良，导致异种钢熔合线（面）产生大量氧化物，并存在沿晶开裂的微观热裂纹。这些氧化物和微观热裂纹使低合金钢/奥氏体不锈钢熔合线（面）上的结合力薄弱，在应力作用下发生异种钢熔合线（面）的剥离。

结合当时的焊接工况进一步分析。工位布置为法兰接管段筒体外壁采用火炬加热，焊接工位布置的内部操作平台距离焊接位置较远，中间搭木板进行焊接，焊工操作位置受限。由于工件待焊面偏低，焊工以坐姿或蹲姿并前倾弯腰施焊，如图6所示。

经过模拟操作发现，当焊工身体固定于0°位置距离施焊位置较远，且焊工头部位于火炬正上方时，操作受高温影响，操作难度较大，容易形成焊条与焊接方向呈钝角的后倾施焊状态，导致电弧不稳，形成较深且不规则的熔池，熔池保护效果差，形成过多的氧化物等问题。

4 主螺栓孔堆焊质量控制

改善工况及优选焊接方式是避免类似问题发生的关键，因此采取的控制措施如下：

（1）改变焊接方法。

发生问题的RPV主螺栓孔堆焊采用焊条电弧焊，R5转角处的焊道焊接时电弧容易产生偏吹，对焊接操作要求较高，焊接工位布置的内部操作平台距离焊接位置较远，中间搭木板进行焊接，焊工操作位置受限。

根据奥氏体不锈钢的导热系数小，线膨胀系数大，焊接时变形倾向增大，同时其导电率小的焊接性能，在焊接工艺上应尽量减小熔池过热，避免形成粗大柱状晶，宜采用热输入量小的焊接方式，机械氩弧焊相比焊条电弧焊热输入量更小，电弧稳定，没有熔渣，接头组织致密，同时受焊工技能影响较小，焊缝质量可靠，如图7所示。

（2）改变焊接加热方式。

发生问题的RPV主螺栓孔堆焊时法兰外壁采用火炬加热，焊工头部位于火焰上方，承受的温度高，操作环境差，导致焊工很难长时间观察熔池并及时调整焊枪，若采取电加热的方式则更利于焊接。经最终分析决定将加热方式改为电加热板加热。相比于火焰加热，电加热板可以更精准地控制工件温度，同时不会过于影响周围环境温度，更利于焊工在工件旁边操作。如图8所示。

（3）焊工技能培训。

就工件状态进行针对性培训，焊接操作细化（焊枪角度调整、焊道排布），并开展模拟工件练习，尤其是焊枪调整和熔池观察位置的训练。

（4）强化操作要求。

加强待焊面的清理，焊前注意观察待焊面是否有氧化或锈蚀等情况，确保清理后的待焊面满足施焊要求，防止产生未熔合。选派经过技能培训合格的焊工施焊。

采取以上4项措施后，同类制造厂承制的“ 华龙一号 ”RPV的58个主螺栓孔不锈钢堆焊层渗透检测和超声波检测均未发现可记录缺陷，堆焊一次成功，如图9所示。

5 结论

“ 华龙一号 ”RPV采用最新的三代核电技术，设计寿命由40年延长到60年，制造技术标准高，难度大，代表着我国三代核电关键设备研发制造的最高水平。首次采用主螺栓孔焊条电弧焊堆焊的质量不稳定，多次出现PT/UT超标缺陷。通过深入剖析，对关键焊接技术进行了全面改进优化，根本上解决了问题，并在“ 华龙一号 ”RPV制造过程中成功实施，验证了工艺可靠性与稳定性，显著提升了设备质量，为后续机械氩弧焊堆焊工艺的实际应用提供了宝贵的工程经验，对RPV设备质量乃至反应堆安全起到至关重要的作用。

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