核电站压力容器焊接技术.docx

1、核电站压力容器焊接技术核电站压力容器焊接技术上海锅炉厂有限公司邵建明 倪国良2005.3核电站压力容器焊接技术1. 简介1.1 世界核电发展的历史和现状 世界上第一座核电站于1954年在前苏联建成，并以此标志着核能发电开始了商用化的发展历 程。自上世纪50年代以来，美国、前苏联、英国、法国、加拿大、德国、日本等发达国家建造了大量核电站。特别是上世纪70年代，核能发电经历了快速的发展，到目前为止，核能发电已占全球总发电量的17%左右。 根据2002年12月底的统计，全球核电机组数为577台，总容量为435458MW，其中运行机组为444台，在建机组50台，退役机组83台。核电运行机组容量前十位的

2、国家分别为美国、法国、日本、德国、俄罗斯、加拿大、韩国、英国、乌克兰和瑞典，部分国家如法国、比利时等，其核能发电比例已占其总发电份额的50%以上。 在发达国家，核电已有几十年的发展历史。作为一种成熟的能源，核电曾在两次世界能源危机后，为解决能源供应、保障能源安全发挥了重要的作用。1.2 我国核电的起步和发展 1985年我国正式开工建设第一座核电站秦山核电站，1991年秦山核电站1300MW机组建成投产。 1994年引进法国技术的大亚湾核电站2900MW压水堆机组投入商业运行。 2000年，以秦山一期电站为基础，经过改进优化出口巴基斯坦的300MW机组建成投产，使我国成为世界上少数几个能够出口核

3、电站的国家。 目前包括秦山二期核电厂1号和2号机组、岭澳核电厂2台机组、秦山三期核电厂2台机组也已经相继投入商业运行，尚有江苏田湾核电厂2台机组在建。已运行核电装机容量到现在为止仅占我国总的电力装机容量2%左右，到2005年11台机组投运后，核电装机容量为870万KW，在电力结构中的比例也仅占2.6%左右； 中国核电发展20年来，尽管取得了很大的成绩，但在总体发展规划以及技术路线的确立方面走了一条曲折的道路，以至于在设计自主化和设备制造国产化方面均未取得突破性的进展，这对于拥有较雄厚的核工业、电力工业和制造工业基础，拥有较强的核工程研发力量的中国来说，这种发展现状应该说是不理想的。 根据我国核

4、电发展的最新动态，到2020年我国核电比重预计将上升到全国电力装机总量的4%左右，达到3200万kW左右。国家有关部门在总结以往经验教训的基础上，对下一阶段核电发展的技术路线和规划进行积极的统一部署，可以预见我国的核电将迎来最为重要的高速发展时期，发展核电也将成为我国未来解决大量能源缺口的一个重要途径。1.3 核电发展趋势 虽然美国近二十年来没有新建核电项目，但一直没有停止核电新堆型和新技术的研究，1983年美国电力研究所(EPRI)在美国核管会(NRC)支持下，制订了一个被供应商、业主、核安全监管当局、用户和公众都能接受的适用于第三代先进轻水堆的“用户要求文件”(URD)，开发商以URD的要

5、求，先后完成了系统80+、ABWR、AP600、APl000等的开发和设计。法国完成了EPR的开发和设计，目前在芬兰建设第一座1500MWEPR核电站。而在2000年，俄罗斯也制订了“2l世纪上半期俄罗斯核电发展战略”，提出了发展1500MW的新压水堆机组方案。1.4 核能发电的基本知识 从原理上讲，核电厂与火电厂的区别在于核电厂中的反应堆取代了火电厂中的锅炉，而能量转换、发电这部分与火电厂是相似的。但核电厂“锅炉”的特殊性带来核电厂设计和运行中许多特殊而复杂的问题，特别是存在以下特殊的核安全问题： 核电厂可能产生比设计功率高得多的功率，从理论上讲，其释放的功率水平是无限的； 核燃料裂变释能过

6、程中伴有放射性辐射，因此运行过程中需要考虑辐射防护问题； 裂变产物中含有大量的强放射性物质，因此必须考虑多重屏障将其包容而不释放到环境中去； 停堆后由于残余裂变，特别是裂变产物的衰变仍有较强的剩余发热，因此必须保证停堆后的长期冷却； 运行过程中会产生大量的放射性废物，需要妥善地加以处置。核电厂一般分为三个部分，即核岛、常规岛和电站辅助系统。核电厂设计有三个必须要解决的要素： 反应堆必须能实现自持链式裂变反应，输出所希望的功率水平； 反应堆功率必须可以控制和调节； 必须将反应堆堆芯内产生的能量安全地转移出去用于发电。因此核电厂的设计涉及到核燃料设计、反应堆物理设计、反应堆热工水力计算、反应堆结构

7、材料设计、反应堆控制保护设计、热能-机械能-电能转换系统设计、电气设计和输配电设计等诸多学科。正常情况下，核电具有经济、安全、可靠、清洁等特点，是一种被广泛采用的清洁能源，但核电站一旦发生核泄漏事件，将对周边环境产生放射性污染，从而对环境和公众安全造成极大的危害。核电站一旦发生反应堆堆芯熔化事故，那么后果将非常严重，甚至造成毁灭性的灾难。因此核电站的安全运行成为政府和核工业界重点关注的焦点。核电站一回路工作原理，以压水堆核电站为例，它主要由核反应堆、一回路系统、二回路系统及其他辅助系统组成。图1所示为压水堆核电站的流程原理。 一回路系统由核反应堆、主循环泵、稳压器、蒸汽发生器、管道、阀门及其他

8、辅助设备等组成。二回路系统由汽轮机、冷凝器、凝结水泵、给水泵、给水加热器、除氧器等组成。 压水型反应堆采用低浓缩铀(铀-235的浓缩度为24%)作为核燃料，制成燃料元件棒，按一定形式排列构成燃料组件，控制棒均匀地分布在燃料组件间，构成直径约3m、高约3.5m的核裂变反应区。在反应堆中中子轰击核燃料产生裂变反应，裂变反应所产生的热量用高温(设计温度350)高压(设计压力17.05MPa)水作载热剂由反应堆芯带入蒸汽发生器，再通过蒸汽发生器将热量传递给在管外流动的二回路给水，变成饱和蒸汽后再送入汽轮机带动发电机发电。 核电站压力容器主要指反应堆压力壳、蒸汽发生器和稳压器。反应堆压力壳由两部分组成：

9、顶盖组合件由球冠和上法兰焊接而成；筒体组合件则包括下封头、过渡段、筒身、接管段及4根接管。图2所示为压水堆反应堆压力壳本体的结构。图2 压水堆反应堆压力壳本体蒸汽发生器的外壳是由两个直径不同的筒体加上中间锥形过渡段组成，下部与管板和球封头的组合件连接，上端与椭球封头相连。图3所示为蒸汽发生器外壳的结构。稳压器是一个立式圆柱形高压容器，由三节筒体和两个封头组焊而成，整个容器坐于裙式支座上，见图4。2. 核电设备制造的特点2.1 设备分级特点 通常核电设备按其承担的安全功能进行分级，核安全导则HAD102/03用于沸水堆、压水堆和压力管式反应堆的安全功能和部件分级提供了相应核电站设备和部件安全分级

10、的方法和原则。作为核电站设备和部件安全分级的目的，主要是为建立一套分级的设计要求提供基础，因为对于核设备制造商来说，必须重视设备分级的内涵，正确地理解设计制造规范（如ASME、RCC等标准中）对各个不同安全级别的具体要求。2.2 遵循的规范和标准 通常核电设备的设计制造，必须遵守国际通行的核设备制造规范和标准，原则上国内民用核设施的设计制造检验标准较多地采用了美国ASME规范第三卷核动力装置与设备、第五卷无损检验、第九卷焊接评定，以及法国有关压水堆核电站设计与制造系列规范，如RCC-P、RCC-M、RCC-E等标准。2.3 特殊要求 通常核电设备的设计与制造与常规产品制造相比还具有以下的特点：

11、 地震及事故环境下设备功能的完整性； 部分材料在辐照环境下的性能要求； 设备寿命和可靠性要求； 制造工艺的成熟度； 试验、检验方法、范围、程度及验收条件的特定要求。2.4 质量要求 核电设备的设计、制造和安装活动必须按照核安全法规的要求，建立设备制造的质量保证体系，制造过程中必须实施严格的质量控制。原则上设备制造过程中的质量保证要求也必须采取分级的原则，QA级别必须能够与设备的安全级别要求相适应。2.5 民用核承压设备安全监督 针对民用核设施承压设备的监督管理，国家核安全局专门颁发了相应的法规，主要包括： HAF601 民用核承压设备安全监督管理规定 HAF601/01民用核承压设备安全监督管

12、理规定实施细则 HAF602民用核承压设备无损检验人员培训、考核和取证管理办法 HAF603民用核承压设备焊工及焊接操作工培训、考核和取证管理办法 上述法规适用于核动力厂及其他反应堆中执行核安全功能的承压设备及其支撑件；适用于从事核承压设备的设计、制造、安装等活动的单位以及为制造核承压设备提供关键承压材料及零部件的制造商。 根据法规规定，国家核安全局对民用核承压设备活动单位的设计、制造、安装实行资格许可证制度，制定了许可证申请、受理、审核、颁发的流程。通常许可证有效期为五年，到期后需要按法规要求重新申请换证。到目前为止，国内共有八十多家单位取得了民用核承压设备的设计、制造和安装资格许可证。2.

13、6 制造技术鉴定核反应堆压力容器在国际上从试验性阶段发展到目前的工业推广阶段，已完全实现商品化和标准化，各国在制造反应堆压力容器方面已经自成体系，有一套完善的工业标准和规范、一个健全的质量管理体制、一支训练有素的专业工程技术队伍，确保所建造的反应堆压力容器安全可靠地运行。原则上，核容器所用的材料和制造工艺只有在完全达到设计技术要求，并经鉴定合格后，才能投入制造。2.7 见证件的设置 见证件分为产品的见证件和在役监督试件。产品的见证件完全能代表所参照的产品焊缝，必须具有所参照产品的相应化学成分范围、相类似的锻造比、相同的热处理制度和对应的理化性能，并且与产品一样经受焊接和制造中的热循环，然后按产

14、品的技术要求进行考核，证明产品焊缝与由焊接工艺评定试验所确定的操作要求相一致。在役监督试件必须在证明合格的产品见证件上截取并加工成规定的标准试件后，存放在试件监督罐内，置于反应堆压力容器中随反应堆压力容器一起运行进行考核，待停堆后取出试件进行试验，监督试件的试验结果作为反应堆压力容器今后是否继续运行的质量保证的依据。3. 核电站压力容器焊接 核电站压力容器中壳体用钢要求较高的是核反应堆。核反应堆压力容器一般由钢锻件焊接而成，锻件厚度通常在200mm以上，由于长期在高温高压下工作，并承受中子和射线辐照，因此对核反应堆容器材料提出了很高的要求： 应具有良好的室温综合性能，即有较高的强度、韧性和防脆

15、断能力； 沿截面应有良好的性能均一性，特别对尺寸较大、较厚截面的锻件更要求如此； 具有良好的焊接性，且再热裂纹敏感性低； 对中子辐照应有较高的稳定性。 目前世界上核电站反应堆压力容器用钢的化学成分见表1，力学性能要求见表2。 表1 核反应堆压力容器用钢化学成分名 称材料规格化 学 成 分 (%)备 注CSiMnPSNiCrMoVCuAlCoNb美国ASME钢板SA533B0.250.150.301.151.500.0350.040.400.700.450.60SA533用附录X1.1时，除P、S、V、Cu外，其它值也适用锻件SA508C1.30.250.150.401.201.500.0250

16、.0250.401.000.250.450.600.05SA508用增补要求S9.1及S9.2时，除P、S、Cu外，其他值也适用法国RCCM钢板20MnD5RCCM-M21190.230.100.301.151.650.0200.0150.500.800.250.430.570.030.200.04锻件16MnD5RCCM-M21110.220.100.301.151.160.0080.0080.500.800.250.430.570.010.080.040.03远离活性区的零件用16MnD 5按RCCM-M2112规定时，除Mn、P、S、Cu外，其他值也适用日本MTTIJIS钢板SQVZ0.

17、250.150.301.151.500.0350.0400.400.700.450.60采用真空炭脱氧等场合，不要Si的下限值锻件SFVV30.150.250.150.351.201.500.0250.0250.400.800.450.600.05采用真空炭脱氧等场合，不要Si的下限值德国TUV锻件20MnMoNi55W-Ni-1-63100.170.230.150.301.001.500.0200.0200.400.800.300.450.600.030.180.05中国专用标准锻件S2710.170.230.150.301.201.500.0200.0150.600.900.250.450

18、.650.150.080.020.06活性区零部件用S271钢。P0.012%，Cu0.05，Co0.02，As0.01，S0.005，Sn0.005，B5ppm表2 核反应堆压力容器用钢力学性能名 称材料规格室 温高 温*夏比冲击功（J）3个平均值最小单个值上平台能量EVS(J)RTNDT()备 注抗拉强度(MPa)屈服点(MPa)伸长率(%)断面收缩率(%)抗拉强度(MPa)屈服点(MPa)伸长率(%)断面收缩率(%)204.40-10-20美国ASME钢板SA533BC1.155069034518527285C1.262079548516593400锻件SA508C1.355072534

19、518382854l/34法国RCCM钢板20MnD5RCCM-M2119620700450184007256/4040/28锻件16MnD5RCCM-M21115506704002030010456/4040/280-12日本MTTIJIS钢板SQV2A5496863431840.2/34.3B6187944811647.1/40.2锻件SFVV3549343183840.2/34.3德国TUV锻件20MnMoNi55W.Ni.1.631056070039019455043431640.8/33.70-1233夏比冲击功68 J，侧向膨胀0.9mm，落锤为KWV间，中方提供资料数据中 国专用

20、标准锻件S27l18505493436841/34102-10夏比冲击20，侧向膨胀0.9mm*ASME为6500F/344，TUV、RCCM、中国专用标准为350。核反应堆压力容器用锻件，应在锻件试样部位切取力学性能试样，按订货单位提供的模拟热处理工艺要求进行模拟热处理，然后进行验证试验，只有在满足了锻件验收技术要求后，才能出厂。核电站压力容器焊接的基本要求焊接材料一般要求： 原则上只允许经鉴定合格的焊接材料用于核容器生产； 部件焊接中预定使用的焊接材料的每个生产批量，在投产前均需经焊接材料试验评定合格； 埋弧焊的焊接材料应以焊剂一焊丝或焊剂一焊带的组合方式进行试验评定； 经有关方面同意，焊

21、接材料试验可以与焊接工艺试验一起进行，但在这种情况下，供货单位和使用单位应密切配合，严格遵守焊接工艺试验所规定的要求。焊接生产的一般要求：在反应堆压力容器焊接生产前，必须进行焊接工艺评定和焊工操怍技能考核，统称为焊接评定。焊接工艺评定是通过试件的焊接和试样的检验，对提出的焊接工艺规程正确性进行的一种评定。合格的焊接工艺评定结果，是制订供生产用的焊接工艺规程的依据。焊工技能评定是按照评定合格的焊接工艺规程评定焊工获得合格焊接接头的能力。未经评定合格的焊工不得参与焊接操作。3.1 核反应堆压力容器焊接 以反应堆压力壳为例，简述容器的焊接工艺流程。 压力容器内表面均堆焊超低碳不锈钢。顶盖组合件由上封

22、头与顶盖法兰焊接而成。在上封头内壁驱动管座开孔的周围局部堆焊镍基合金，上封头上装有驱动管座、支承构件及吊耳。筒体组合件由容器法兰、接管段筒体、堆芯筒体、过渡段壳体和下封头焊接而成。在接管段筒体开孔部位焊接进出水接管，接管段与安全端连接。在下封头内壁径向支承块焊接区域和中子通量孔周围局部堆焊镍基合金，随后焊妥径向支承块和中子通量孔管座。在顶盖组合件的顶盖法兰和筒体组合件的容器法兰上堆焊不锈钢或硬化镍基合金密封面。 压力壳顶盖组合件和筒体组合件的环缝、进出水接管与接管段筒体的焊接，均采用自动埋弧焊。容器内壁和法兰平面采用带极堆焊。进出水接管端手工堆焊不锈钢或镍基合金，然后用手工焊或氩弧焊与不锈钢安

23、全段对接。压力壳主要工艺流程见图5。主焊缝焊接 由于反应堆压力壳长期在高温、高压下工作，并承受强烈的中子辐照，所以焊缝金属有严重的脆化倾向。通常表现为冲击韧性的显著降低和脆性转变温度的明显升高。因此，要求焊缝金属的塑、韧性有一定的储备量，以确保核反应堆压力壳能长期安全、可靠地运行。 主焊缝焊接特点压力壳主焊缝的焊接特点是壳壁较厚，多层焊时由于内应力的积累，焊缝区残余应力较大，需经受多次消除应力热处理。因此，核反应堆压力容器用高强度低合金钢必须具有良好的焊接性，以避免冷裂纹等焊接缺陷产生，并保证焊缝和热影响区有较好的塑性和低温冲击韧性。 焊接材料选择主焊缝焊材选择通常要求焊缝及热影响区的性能与母

24、材等同。除拉伸性能外，特别要求焊缝及热影响区的冲击韧性有足够的裕度。为了满足这些要求，主焊缝焊接一般采用自动埋弧焊，而根部封底则大多采用手工焊。自动埋弧焊采用Mn-Mo-Ni系焊丝，其成分基本上与母材SA508 C13钢相近。焊剂一般采用烧结型焊剂。在焊剂-焊丝的适当组合下，熔敷金属的化学成分一般应满足下列要求(%)：C0.10，Si 0.150.60，Mn 0.81.8，P0.025，S0.025，Ni1.20，Cr0.30，Mo 0.250.65，Cu0.25，V0.02。 对强辐照区的焊缝，则要求P0.008%，Cu0.05%，Co0.03%。 主焊缝经61010、保温20h的模拟焊后热

25、处理，其力学性能应达到与母材相同水平。 为了提高焊缝金属的性能，目前已注意到采用高纯度的焊丝和高碱度的焊剂相匹配。由于焊接坡口较深，要求在较窄坡口内焊接具有良好的工艺性能。当前国际上常用的焊剂-焊丝匹配为瑞士Oerlikon的OP4lTT-S3NiMo1，日本神户制钢的MF27X-US56BX等。上述匹配能满足ASME SFA5、23对核级焊缝金属规定的要求，并且在经过长期的消除应力处理后，仍具有优越的力学性能。如 MF27X-US56BX的焊缝金属，经288、1.51019ncm2(1MeV)的中子辐照试验后，按吸收能量60J考核增温仅18，按侧向膨胀1mm考核增温仅28。 焊接工艺主焊缝焊

26、接一般采用埋弧焊，U形坡口角约为1015，根部半径通常取810mm，对厚度200mm的主焊缝，坡口上端开口大约为4555mm。近年来，为了缩短焊接周期和提高接头性能，已愈来愈多地采用窄间隙埋弧焊工艺。决定窄间隙焊接质量的技术关键有三方面：一是导电嘴的结构和焊丝的自动对中；二是引弧技术；三是根部焊接技术。对厚度220280mm的焊缝，坡口上端开口一般取1620mm。这种坡口采用每层焊两道的工艺，在深坡口中脱渣容易，焊缝质量与焊道形状容易控制，特别是焊缝与侧壁的熔合比较好，并使下道晶粒细化。窄间隙埋弧焊要求采用脱渣性良好的焊剂，还要求合理地选择焊接参数。选用的焊接线能量比较低，一般在1535kJ/

27、cm范围内，如焊接线能量高于此范围，韧性会下降。最好能将焊接过程一次完成，而不要中途停顿，任何中止焊接过程的操作都易造成未熔合等缺陷。 窄间隙焊接的坡口角一般取10或更小，目前常用的坡口形式如图6a所示，先正面(外侧)焊接，后反面(内侧)挑焊根，用手工焊填满。为了减少内侧焊接的工作量，也有采用全部从外侧焊的坡口形式，如图6b所示，坡口填满后，根部用机械加工去除。这种坡口形式虽然对保证焊缝根部质量有好处，但也在一定程度上加大了锻件的重量。大面积不锈钢堆焊 核电站反应堆压力壳、蒸汽发生器和稳压器在高温高压条件下长期运行，要求容器内壁的腐蚀速率低于10mg(cm2month)。因此在压力容器的封头、

28、筒体和接管的内壁均需堆焊超低碳不锈钢。 不锈钢堆焊要求不锈钢一般堆焊两层，即过渡层和面层，在低合金钢上堆焊不锈钢，原则上是要保证稀释后的过渡层化学成分(除碳外)接近面层。为使过渡层具有良好的抗裂性和塑韧性，核安全导则规定铁素体含量控制在510%之间。 堆焊层中的面层成分由容器的使用条件决定。在选择堆焊用焊接材料及焊接参数时，必须强调严格控制熔敷金属中的铁素体含量。过量的-铁素体在一定条件下会转化成相造成脆化，因此在带极堆焊时，除熔深外，还需特别注意相邻焊道之间的搭接量，带极堆焊的搭接量一般控制在810mm范围内。 不管堆焊本身还是基材的焊接过程中，都会使堆焊层经受长时间的热循环，可能会导致不锈钢堆焊层出现脆化和晶间腐蚀的倾向。因此，焊后热处理应限制在一定的温度和时间范围内。 堆焊材料的选择虽然ASME及其他核容器规范对带极堆焊用材料未作明确规定，但一般倾向于过渡层采用E309L，而面层则采用E308L或E347L。考虑到在堆焊金属中某些元素可能从焊剂向熔池过渡，所以要求进一步降低填充材料中C、S、P的含量。一般说来，目前E309L中的含碳量已控制在0.025，而E308L中的含碳量控制在0.020以下，同时两种焊带中的S、P含量均控制在0.025以下。为了提高抗晶