核主泵泵壳补焊的工艺优化研究

2019-01-26田云关锰张艳敏杨显冬王芳张玉金

中国设备工程 2018年24期

田云，关锰，张艳敏，杨显冬，王芳，张玉金

（1.沈阳鼓风机集团核电泵业有限公司；2.沈阳透平机械股份有限公司，辽宁沈阳 110869）

反应堆冷却剂泵（即“核主泵”）是压水堆核电站中最关键的核岛一回路主设备之一，是核岛内唯一的旋转设备，其运行故障将直接导致反应堆停堆，甚至造成核安全事故。核主泵代表着当代泵类产品设计制造的最高水平。泵壳作为主泵的承压边界部件，其主要作用是将工作介质引向叶轮和汇集由叶轮流出的介质，并把介质的大部分动能转化为压能。由于主泵长期在高温、高压和放射性环境下工作，核主泵泵壳主要承受工作压力和热载荷，其质量对于核主泵长期安全、可靠运行具有重要意义。泵壳材料为奥氏体不锈钢，约为20 ～30t铸件，不可避免的存在补焊。因此，开展了核主泵泵壳补焊的工艺优化试验研究。

1 泵壳的化学成分和机械性能

核主泵泵壳的材料为ASME SA-351 CF8A，具体化学成分详见表1，常温下的抗拉强度≥530MPa。

2 试验方案的确定

2.1 焊接工艺评定指导书的编制

根据产品设计规格书的要求，执行ASME 标准。此外，泵壳为核一级承压部件。因而，需要按照ASME第IX 卷和第Ⅲ卷NB 分卷开展焊接工艺评定试验。根据ASME 质保手册要求，首先应根据ASME 第Ⅲ卷、第Ⅸ卷和图纸要求，确定焊接工艺评定要求，并编制焊接工艺评定指导书。结合产品泵壳的实际情况，焊接工艺评定试件的尺寸为500×300×40mm，采取对接接头形式。母材的厚度评定范围为5 ～200mm，填充金属的厚度评定范围≤200mm。根据ASME 标准第IX 卷，确定如下性能试验，详见表2。

表2 泵壳的焊评性能试验

2.2 晶间腐蚀

奥氏体不锈钢焊接时，由于焊接产生的热量使焊缝处于敏化温度区450～850℃，晶界上容易析出Cr 的碳化物，形成贫Cr 的晶粒边界。如果该区恰好露在焊缝表面并与腐蚀介质接触，则产生晶间腐蚀，需要开展焊接接头的晶间腐蚀试验。

2.3 焊接热影响区

根据母材采购规程的要求，同一位置的补焊及焊后检验仅允许一次，如果需要进一步补焊，则进行每次补焊前，都得到用户的批准。对于泵壳多次补焊的情况下，相邻凹坑补焊时，后补焊对之前实施补焊热影响区是否有影响，能否确定为二次补焊，还需要开展补焊后热影响区大小的模拟试验研究。

3 泵壳补焊的焊接试验

表1 泵壳的化学成分（%）

3.1 焊接方法的确定

因泵壳的最大壁厚约为300mm，为提高生产效率，应采用手工电弧焊SMAW方法进行补焊。对于精加工后的小缺陷，应采取无飞溅、高焊接质量的钨极氩弧焊GTAW 方法进行补焊。

表3 焊评试验的焊接规范参数

3.2 焊材的确定

核主泵泵壳的材料为奥氏体不锈钢，当焊材选择不当或焊接工艺条件及过程控制不合理情况下，焊接接头很容易产生晶间腐蚀的倾向。经过分析，选择与母材相匹配的焊接材料为ASME SFA5.9 ER308L 和SFA 5.4 E308L-15 超低碳奥氏体不锈钢焊材。

3.3 焊接工艺评定试验

针对两种焊材（焊丝ER308L，采用钨极氩弧焊GTAW 方法，和焊条E308L-15，采用手工电弧焊SMAW 方法），分别开展了焊评试验。如上述3.1 章节所示，焊接试板采取对接接头形式。焊前，坡口表面经液体渗透检验，符合ASME 标准NB 5000 的要求，并用酒精将待焊部位及周围50mm 范围清理干净。由具有HAF603 及相应ASME 资质的焊工对焊接工艺评定试板进行焊接，多次进行焊接工艺性试验，优化焊接规范参数，注意层间清理，采用接触式测温仪进行层间温度测量，实际焊接参数如表3。焊后试板进行X 射线探伤合格，并进行试板的分割，机械性能试样的制备等，试样的机械性能试验结果如表4。

表4 焊评试验的焊接接头机械性能

通过上述焊接工艺评定试验结果可以看出，焊评试板的机械性能值满足标准要求。

3.4 晶间腐蚀试验

在对接焊评试板上，沿横向截取两个晶间腐蚀试样，按照标准ASTM A262 执行，最终结果符合标准要求。

3.5 焊接热影响区的模拟试验

该试验采用与泵壳材料相同的试板SA351 CF8A，尺寸为400×200×60mm。根据产品泵壳实际补焊的凹坑尺寸，选取2mm、20mm 和40mm 三种规格的凹坑开展了补焊后热影响区的模拟试验，详见图1 所示。补焊过程由操作实际产品泵壳的相同焊工，并采用与泵壳补焊相同的焊接工艺进行。补焊后对焊接试板进行线切割，加工性能试样，然后进行金相检测。在显微镜50X 下进行分析，热影响区宽度的大小分别为0.8 ～1.0（2mm 凹坑）、0.9 ～1.1mm（20mm 凹坑）和0.8～1.2mm（40mm 凹坑）。