蒸汽发生器焊接试板抗拉强度不合格原因分析

2021-03-13李亚菲连占卫李家驹

大型铸锻件 2021年2期

李亚菲连占卫李家驹

(天津重型装备工程研究有限公司，天津300457)

核电蒸汽发生器是核电站最为关键的主设备之一。蒸汽发生器直接与反应堆压力容器相连，不仅影响核电站的发电效率，还有防止放射性裂变产物溢出的作用。蒸汽发生器能否安全、可靠地运行，对整个核动力装置的经济性和安全性有重要影响。蒸汽发生器制造过程中，需要进行大量的焊接工作，因此焊缝质量直接关系到设备的安全性[1]。由于无法通过破坏性试验来检验产品焊缝质量，目前核电设备在制造生产过程中，往往根据实际焊缝种类，制备相应的产品焊接试板，而后对焊接试板进行必要的物理、化学和力学试验来作为相应产品焊缝质量的证明。

我公司承制的某核电项目蒸汽发生器焊接试板，在性能热处理后进行力学性能检验时，发现其室温抗拉强度不满足技术条件要求。文章分析了不合格原因，提出了预防措施，以期为将来的生产及研究工作提供参考与借鉴。

1 材料与力学性能要求

核电蒸汽发生器焊接试板材质是18MND5，属于低碳低合金钢，主要化学成分如表1所示。生产流程为：冶炼→锻造→锻后热处理(正火+回火)→粗加工→无损检测→性能热处理(调质)→取样检验→精加工→无损检测。取样方式为T×T4(T为锻件热处理厚度)。技术条件中对于该焊接试板力学性能的要求见表2。

表1 化学成分(质量分数，%)Table 1 Chemical composition(mass fraction,%)

表2 力学性能要求Table 2 Mechanical properties requirements

表3 力学性能检验结果Table 3 Test results of mechanical properties

2 性能热处理及力学性能结果

该焊接试板性能热处理前的粗加工尺寸约为200 mm×700 mm×1900 mm。调质工艺为：880～900℃保温7～9 h，冷却方式为水冷，635～650℃回火保温7～9 h。性能热处理之后进行拉伸试验，检验结果如表3所示。可以看出，该件的室温抗拉强度低于技术条件要求值。

图1 拉伸试样断口形貌Figure 1 Fracture morphology of tensile specimen

图2 夹杂物能谱图Figure 2 Inclusion energy spectrum

3 断口分析

为了分析该焊接试板室温抗拉强度不合格的原因，对拉伸试样的断口形貌进行了扫描分析，断口形貌如图1所示。从图1(a)可以看出，箭头所指的1处成为了断裂的裂纹源，断裂由1处向外辐射。1处尺寸约807.32 μm。从图1(c)看出，断口形貌以韧窝为主，为韧性断裂。韧窝底部有夹杂物存在，夹杂物呈矩形或不规则的形状，带角，单个夹杂物尺寸在3.2～15.1 μm。对图1(c)中箭头所指的2处和3处夹杂物进行能谱分析，分析结果见图2。从图2可以看出，2处夹杂物主要元素为铝和氧，断定此处为氧化铝夹杂物；3处夹杂物主要元素为铝、氧和镁，断定为氧化铝和氧化镁的复合夹杂物。

康大韬等[2]指出，非金属夹杂物破坏了基体金属的连续性，造成钢的组织不均匀性，在拉伸试验时，易沿夹杂物产生裂纹，恶化了锻件的力学性能；同样地，张立峰[3]亦在书中指出，氧化铝等夹杂物属于脆性夹杂物，不易变形，在拉伸过程中难以随基体进行塑性变形，两者在变形程度上的差别使得在夹杂物与钢基体交界处形成裂纹源，危害钢的力学性能。由此可以断定钢中的氧化物夹杂是导致该焊接试板室温抗拉强度低于技术条件要求值的主要原因。

4 改进措施

钢中的氧化铝夹杂主要来自于以下两个方面：精炼过程中，采用铝脱氧，脱氧产物氧化铝在钢水中未及时上浮而残留于钢中；另一方面，出钢和浇注过程中，钢中的铝元素发生二次氧化，氧化产物随钢水注入锭模内，存留于锻件内[4]。钢中的氧化镁夹杂则是耐火材料被侵蚀而混入钢液造成的[2]。

为了避免夹杂物引起性能不合格的情况再次出现，建议采取以下改进措施：(1)炼钢时，加强钢洁净度的控制。强化真空处理，减少钢水氧含量；选择合适的精炼渣组分，提高渣对夹杂物的吸附能力；保证软吹时长和合适强度，保证夹杂物充分上浮和去除[5]；控制出钢时间，加强浇注系统保护，防止钢水二次氧化；选用稳定的耐高温的耐火材料等。(2)锻造时，应保证足够的水冒口切除率，尽可能地去除钢锭中的夹杂物聚集部位，保证钢锭质量。