AP1000核电站主管道自动焊接头残余应力分析

申 浩，冯英超，王海东，李竹渊，杨秦政

（1.核工业工程研究设计有限公司，北京101300；2.北京工业大学材料科学与工程学院，北京100124）

AP1000核电站主管道自动焊接头残余应力分析

申 浩1，冯英超1，王海东1，李竹渊1，杨秦政2

（1.核工业工程研究设计有限公司，北京101300；2.北京工业大学材料科学与工程学院，北京100124）

采用X射线衍射法对AP1000核电站主管道自动焊接头进行应力演变及焊后残余应力测试。分析讨论管道内壁及外壁的环向及轴向残余应力分布。结果表明：管道内壁近缝处环向残余应力值先增大后减小并逐渐稳定，而远缝处残余应力则保持缓慢上升并逐渐稳定。焊后状态下，管道外壁轴向残余应力随着远离焊缝，先减小后增大至母材水平，而环向残余应力则先上升后下降。

AP1000；主管道；残余应力

0 前言

AP1000属于第三代先进压水反应堆。核电站主管道承担着连接反应堆压力容器和蒸汽发生器、主冷却剂泵的功能，是保证核电站一回路压力边界完整性的重要设备[1]。焊接残余应力是产生应力腐蚀裂纹的重要影响因素。对于奥氏体不锈钢而言，熔敷金属的晶间腐蚀问题较为突出。其原因除了服役环境之外，主要还有晶间贫铬以及局部应力分布。主管道母材奥氏体不锈钢因其热导率较小、热膨胀系数较大，焊接过程导致的残余应力水平较高，恶劣的焊接残余应力分布将促进晶间应力腐蚀开裂[2-5]。

本研究采用X射线衍射法进行接头应力演变及残余应力测试，对管道内壁及外壁的环向及轴向残余应力的分布进行了分析与讨论，为建立我国自主知识产权的窄间隙自动焊工艺提供理论和基础数据支持，为自动焊接应力变形的调控提供依据。

1 试验材料及方法

AP1000主管道母材采用ASME/TP316LN，规格φ952.5×82.6 mm。该牌号不锈钢为低碳控氮型不锈钢，其耐应力腐蚀性能较好，强度较高；使用焊丝牌号为ASME/ER316L，规格φ1.0 mm。母材及焊丝的名义成分如表1所示。

坡口形式采用窄间隙坡口，如图1所示。管道焊接层间温度100℃～150℃，管道焊接位置为5G，全位置TIG自动焊。将管道的一端用点焊至工装夹具上，另一端仅由焊接夹具支撑，如图2所示。

表1 TP316LN及ER316L的名义化学成分%

图1 坡口几何形状

实际焊接将焊口焊满共需要70道，焊接参数为：前6道为打底焊接，焊接电流分别为90/40 A，180/80A，200/105A，220/120A，240/120A，265/130A；填充焊道使用的峰值电流为260～340 A，基值电流为160～240 A；填充末期焊道（剩余深度≤5 mm）的焊接电流为280/180 A；盖面焊道使用的焊接电流为240/140 A。焊接电压9.5～10.0 V，焊接速度2.5～2.8 ipm，频率1.8 pps，占空比50%。

测试应力方法采用X射线衍射法，选取半高宽定峰法处理测试数据。试验用设备为加拿大Proto公司生产的iXRD-MG40P应力分析仪，该设备主要分为控制系统、电源和测试系统三部分。焊接母材为奥氏体不锈钢，根据晶格类型，选取的应力测试参数如表2所示。

图2 管道焊接工装示意

表2 X射线应力测试参数

在测试焊后残余应力前需对被测试样表面进行电解抛光处理（该抛光方法不引入附加应力），以消除在其他加工过程中引起的局部应力，减小表面粗糙度，再对焊件表面进行应力测试。在本研究中，选用质量分数为10%的草酸溶液作为电解液，电压20 V，电流10 mA，单个测试点抛光时间30 s。抛光完成后用脱脂棉蘸取酒精擦拭测试点。

X射线应力测试分两部分进行。第一部分为焊接过程中的焊接残余应力变化测试。跟随焊接过程的进行，在每个工作日焊接计划完成后，对预先设置的测试点进行测试。第二部分为焊接过程全部结束后的焊接残余应力测试。测试点安排如图3所示，管道以5G位置进行焊接，取管道最高点为0°，最低点为180°。

焊接应力演变监测安排测试点18个，依次距焊缝中心0，10，15，20，25，30，40，50，60，70，80，90，100，110，120，130，140，150 mm。

焊后在外壁取60°位置进行测试，安排测试点20个，依次距焊缝中心0，1，2，3，4，5，6，7，8，9，10，12，14，16，18，20，25，30，40，50，80，100 mm。测外壁轴向应力时取测试点中前15个点，测外壁环向应力时取全部20个测试点。

图3 应力测试点分布示意

2 分析与讨论

随着焊接过程进行，内壁测试点环向的应力变化如图4所示。无论是在焊接过程的初期还是末期，管道内壁环向应力随着远离焊缝都遵循先上升后下降至母材水平的规律，最大值都出现在测试点3～7之间，已达到拉应力300 MPa的水平，即最大值出现在距离焊缝中心20～50mm处，之后随着远离焊缝中心，应力值逐渐下降。

由于残余应力属于弹性范畴，因此可认为测试点应力数值与母材初始应力数值之差即为焊接过程引起的应力。从这一点来看，焊接过程引起的应力主要是拉应力，并且拉应力很大，约为700 MPa。考虑到管道表面初始残余应力分布不均匀，数值上有一定差异，因此即使母材初始应力为压应力，也很有可能因焊接过程引起较大的拉应力。

图4 焊接过程中内壁测试点的环向应力

从每次测试结果整体来看，在整个焊接过程中，内壁环向应力在母材应力水平上发生变化的区域基本上都在距离焊缝80 mm的范围内。该范围之外，应力水平都稳定在母材初始应力水平上，因此可以认为该焊接工艺条件下，焊接过程引起的管道内壁的环向应力变化就只发生在沿管道轴向距离焊趾80 mm的范围内。在这个范围内应力数值较小，即因焊接产生的拉应力数值较大的区域大致在测试点2～8之间，即在轴向上距离焊趾处15～60 mm范围内压应力数值较小，在焊接过程初期，从压应力演变为拉应力的趋势。

从不同阶段的应力变化来看，变化最大的阶段发生在前38道焊接过程中，应力发生较大变化的区域集中在轴向上距离焊趾处15～60mm的范围内。在此之后，焊接过程对管道内壁环向应力的影响逐渐减小。这是因为这个阶段的焊接熔池已经远离了管道内壁，管道内壁的温度幅值已经比较低，由温度不均匀性带来的应力变化也就比较小。此外焊接熔池及附近的高温金属区域已经远离管道内壁，由焊接熔池凝固以及焊接熔池周围金属在高温时产生的压缩塑性变形无法直接影响管道内壁的应力，此时管道内壁的应力变化只是结构应力与变形的响应。因此在焊接完成前38道后，管道内壁环向应力的数值比焊接过程初期的变化更小。

综上所述，AP1000主管道焊接过程中，管道内壁的环向焊接残余应力发生较大变化的阶段主要在前38道焊接过程中，由焊接引起的管道内壁环向应力的变化范围主要在距离焊趾处80 mm的范围内，其中应力变化较大的区域大约在距离焊趾处15～60 mm范围内。

另外，从每个测试点应力值自身的变化来看，近缝区测试点的应力值经历的是先上升后下降，而后逐渐稳定的过程，而远缝区测试点的应力值则是一直上升逐渐稳定的过程。

对于近缝处，大致在焊缝厚度达到整体厚度的1/3处应力值开始逐渐稳定。结合焊缝收缩量的变化规律，当焊缝厚度达到一定值时，母材及接头组成的结构整体刚度达到一个峰值，继续进行焊接，焊缝收缩导致的残余应力在这样的结构刚度下不足以使整个结构的应力与变形继续发生较大的变化。

从测试结果数据还可知，不同数据点的测试结果波动性较大，即使在远离焊缝的母材处，应力数值也存在着差异，这是因为该型管道为整体锻造管道，管道表面存有相当数值的压应力，并且内、外壁不同区域处的应力数值差异较大，这也导致焊接接头的残余应力测试结果有一定的波动性。

焊接过程结束后，管道外壁 60°处轴向、环向应力测试结果如图5所示。由图5a可知，管道接头轴向应力随着远离焊缝，呈现先下降后上升的过程，最后恢复到母材水平。由图5b可知，管道环向应力变化比较复杂，大体上呈现先上升后下降至母材水平的过程。

图5 管道外壁60°处轴向、环向应力测试结果

当焊接过程全部完毕后，与环向应力数值相比管道接头处轴向应力数值较小。这是因为管道的壁厚与内径之比为0.1，可以看作是一种壳结构，不进行外部约束，这种结构的轴向与径向的内拘束度较小而环向的内拘束度较大，实际焊接过程中，只对管道一侧进行了轴向约束，另一侧无轴向约束，可以自由变形，这就导致轴向应力数值相对较小。实际核岛现场安装过程中，管道必然受到多个位置与方向的约束，若要保证管道在安装后服役前的应力分布与数值处于一个良好的水平，就必须着重考虑装夹条件的影响，包括装夹条件作为外部拘束对焊接残余应力分布的影响以及安装过程对管道焊接残余应力再分布的影响。

在每一次测试过程中，与母材应力水平相比，应力数值发生变化的测试点可以分为两个区域。区域Ⅰ是完全受到焊接热过程的影响，经历的峰值温度很高，初始应力完全或大部分被释放，残余应力全部或大部分是焊接过程引起的，焊缝附近的热影响区就属于这个区域；区域Ⅱ是受到的焊接热过程影响较小，残余应力数值是初始残余应力与焊接过程引起的残余应力综合的结果，远离焊缝以及焊接热影响区的部分就属于该区域。对比图5a、5b可知，区域Ⅰ内的应力变化过程截然相反。对于轴向应力而言，在区域Ⅰ中，焊接引起的焊缝及周围金属的压应力与管道初始压应力叠加，造成数值较大的压应力；在区域Ⅱ中，随着与焊缝距离的增加，管道轴向应力水平逐渐上升至母材初始应力；对于环向应力而言，在区域Ⅰ中，焊接引起的环向拉应力与管道初始环向应力综合，与初始应力相比，最终的环向应力有所上升；在区域Ⅱ中则分为两个部分，在距离焊趾15～30 mm的区域内，初始压应力与焊接引起的环向应力叠加，使得此区域内的压应力数值持续下降，在距离焊趾30 mm之外的区域，焊接引起的应力变化较小，应力数值逐渐上升恢复至母材水平。

因此若只考虑焊接残余拉应力的控制与改善，就应当着重研究环向焊接残余应力。在靠近焊缝处的区域内，环向残余应力很有可能出现拉应力。进一步地，如果管道表面初始压应力数值较小或者为拉应力，这一区域内的环向残余应力很可能是数值较大的拉应力。对焊接残余应力进行控制，可以采用焊前预热、改善焊接工艺，如修改焊接顺序等、及焊后处理如随焊后热、随焊锤击等方式。

由于锻造管道的内、外壁都有一定水平的初始压应力，外壁初始压应力约为-300～400 MPa，内壁初始压应力约为-400 MPa。即使焊接过程引起焊接残余应力，最终无论是管道外壁还是内壁的轴向、环向应力数值都以压应力为主，只有个别测试点的应力数值接近0 MPa。仅从应力腐蚀开裂的角度而言，这样的应力分布应当是比较理想的，但是除了焊接所带来的应力变化外，实际安装管道的空间位置、重力、装配应力以及工作状况也会对最终管道焊接接头的应力分布造成影响，因此还有待进一步研究。

3 结论

（1）无论是在焊接过程的初期还是末期，管道内壁环向残余应力的分布情况变化不大，都是随着远离焊缝，应力值先增大后减小至母材水平。

（2）随着焊接过程的进行，管道内壁近缝处环向残余应力值经历了先增大后减小并逐渐稳定的过程，远缝处残余应力则保持缓慢上升并逐渐稳定的状态。环向残余应力均为压应力。

（3）焊后状态下，管道外壁轴向残余应力随着远离焊缝，经历了先减小后增大至母材水平的过程，残余应力绝对数值较小。而管道外壁环向残余应力随着远离焊缝，经历了先上升后下降的过程，残余应力值最大处为拉应力，且残余应力绝对数值较大。在管道未进行轴向约束的一端，残余应力绝对数值较小。

[1]陈红宇，宋树康，杜军毅.AP1000锻造主管道制造技术进展[J].大型铸锻件，2013，3（2）：1-3.

[2]Shaikh H，Anita T，Dayal R K，et al.Effect of metallurgical variables on the stress corrosion crack growth behaviour of AISI type 316LN stainless steel[J].Corrosion Science，2010，52（4）：1146-1154.

[3]Kasiviswanathan K V，Muralidharan N G，Raghu N，et al.13-Corrosion Related Failures of Austenitic Stainless Steel Components[J].Corrosion of Austenitic Stainless Steels：Mechanism，Mitigation and Monitoring，2002，6（3）：314-339.

[4]Parvathavarthini N，Dayal R K.Time temperature-sensitization diagrams and critical cooling rates of different nitrogen containing austenitic stainless steels[J].Journal of Nuclear Materials，2010，399（1）：62-67.

[5]Padovani C，Winsley R J，Smart N R，et al.Corrosion Control of Stainless Steels in Indoor Atmospheres-Practical Experience（Part 2）[J].Corrosion，2014，71（5）：646-666.

Analysis on residual stress of automatic welding joints of main pipeline in AP1000 nuclear power plant

SHEN Hao1，FENG Yingchao1，WANG Haidong1，LI Zhuyuan1，YANG Qinzheng2
（1.Nuclear Engineering Research and Design Co.，Ltd.，Beijing 101300，China；2.Beijing University of Technology，School of Materials Science and Engineering，Beijing 100124，China）

Using X-ray diffraction method,stress evolution and residual stress test after welding were conducted on automatic welding joints of main pipeline in AP1000 nuclear power plant.The distributions of the hoop and axial residual stress of pipe wall and outer wall were analyzed and discussed.The results showed that,the hoop residual stress values of pipe wall near joints increased first and then decreased，and gradually remained stable.While residual stress ones far from joints slowly rised and gradually remained stable.After welding，axial residual stress values of outer wall with far away from joints，decreased first and then increased to the level of parent metal，while the hoop residual stress fell after rising first.

AP1000；main pipeline；residual stress

TG404

A

1001－2303（2017）02－0070-06

10.7512/j.issn.1001-2303.2017.02.13

2016-07-26；

2017-01-09

申 浩（1989—），男，辽宁鞍山人，工程师，硕士，主要从事焊接工艺及设备方面的研究工作。

献

申浩，冯英超，王海东，等.AP1000核电站主管道自动焊接头残余应力分析[J].电焊机，2017，47（02）：70-75.