反应堆一体化顶盖镍基合金焊接材料的选用

孙灵飞 吴庭志 江浩斌

反应堆一体化顶盖镍基合金焊接材料的选用

孙灵飞 吴庭志 江浩斌

反应堆一体化顶盖（IHP）属于反应堆冷却剂系统一部分，工艺管道材质主要为ASME SB—167 UNS N06690，选择适用于反应堆冷却剂系统的焊接材料，是整个焊接工作中最为重要的工作之一。技术人员通过化学成分优化、力学性能匹配及附加试验要求等一系列工作，最终确定焊接材料为ERNiCrFe—7/7A，以保障选择的焊接材料符合西屋公司的设计要求，确保核电站反应堆冷却系统运行的安全性、可靠性。

1. 概述

在AP1000核电堆型中，反应堆冷却水剂系统是核电站中最为关键的管道系统，设计方采用的管道材质为ASME SB—167 UNS N06690金属材料。按照ASME第二卷C篇《焊条、焊丝及填充金属》（1998+2000年）及依托化项目相关技术规格书要求，并针对核电站管道系统的特殊性，根据正常焊接施工及焊接产品返修多种情况，确定焊接材料的化学成分、力学性能、铁素体含量要求，其他制造、包装、运输、文件要求全盘执行ASME规范要求即可。

2. 焊接材料选择

（1）焊接材料化学成分 反应堆冷却剂系统使用的SB—167 UNS N06690镍基合金管道焊接的焊接材料应为合金690填充金属52、52M或152，在ASME第二卷SFA 5.14中ERNiCrFe—7或者ASME规范案例2142—2中的UNS N06054 ERNiCrFe—7A中选择，同时也要满足ASME第III卷相关要求。

适用于低碳奥氏体不锈钢的焊接材料在ASME第二卷中化学成分的基础上增加Cb+Ta 、V、Ti、Co五种化学元素，化学成分含量的控制以 ERNiCrFe—7（7A）要求的化学成分为基准。Cb+Ta 、V、 Ti及Co均为有益元素，适当地添加可细化组织晶粒，提高强度、韧性、淬透性，可防止晶间腐蚀现象，但是在反应堆冷却剂系统中Co元素应该被严格控制。

与反应堆冷却水接触的焊接填充金属wCo=0.20%或更少，与反应堆冷却水接触的任何包层焊接材料不应超过0.05%。对于堆焊或焊缝修补，如果与反应堆冷却水接触的焊缝表面区域比较大时，焊接材料的wCo=0.10%或更小。

表1 GTAW ERNiCrFe—7（7A）化学成分对比

AP1000核电堆型反应堆冷却剂系统管道焊接全部采用GTAW焊接工艺，选配的焊接材料化学成分与ASME标准第II卷中的参数对比情况如表1所示。

（2）焊接材料力学性能选择 反应堆冷却剂系统管道焊接全部采用GTAW焊接工艺，ERNiCrFe—7或者规范案例2142—2中的UNS N06054 ERNiCrFe—7A在ASME标准第二卷C篇中仅规定了分类，力学性能是在附录A中已推荐方式提供，为焊接材料和产品母材力学性能有效结合起来提供了依据。反应堆冷却剂系统管道母材的抗拉强度540MPa，屈服强度275MPa，伸长率 60%。根据等强匹配原则，反应堆冷却剂系统焊接材料力学性能按照表3中的参数制定为抗拉强度550MPa，屈服强度310MPa，伸长率30%。力学性能参数对比如表2、表3所示。

3. 结语

反应堆冷却剂系统使用的焊接材料ERNiCrFe—7A在遵循以上化学成分、力学性能的基础上 ，增加了低硫模拟件评估热裂纹试验。通过三门IHP工程最终证明，反应堆冷却剂系统低硫低碳不锈钢材质的管道焊缝产品质量符合ASME 第三卷 NBNG分卷和相关技术规格书验收要求。本系统使用的焊接材料是在ASME 1998+2000年为执行标准和依托化项目相关技术规格书的要求下选择，因此仅适用于AP1000核电堆型依托化项目。后续核电项目及CAP1400项目适用标准版本不同时，需要具有ASME认证资质的单位按照NCA—1140（e）的要求完成相关工作，并根据具体产品完成相关论证。