第４６卷第１２期 ２０１６年１２月 雹晖梭 Ｅｌｅｃｔｒｉｃ Ｗｅｌｄｉｎｚ Ｍａｃｈｉｎｅ Ｖｏ１．４６ Ｎｏ．１２ Ｄｅｃ．２０１６ 本文参考文献引用格式： 雨，刘１ 牛，张俊宝，等．ＣＡＰ１４００核电站接管和安全端焊接接头性能［Ｊ１．电焊机．２０１６，４６（１２）：８Ｏ一８３ Ｃ Ａ Ｐ １ ４ ０ ０核电站接管和安全端 焊接接头性能 谷 雨 ，刘卫华 ，张俊宝 ，余燕・ （１．上海核工程研究设计院，上海２００２３３；２．中核集团第五建设工程公司．上海２０ｌ ５００） 摘要：研究ＣＡＰ１４００核电站接管和安全端焊接工艺性和接头力争｝生能。结果表明．焊接接头无损探伤 和力学性能试验结果均满足设计要求。室温及３５０ ｏＣ务件下。ＳＡ一５０８ Ｇｒ－３ Ｃ１．２母材与６９０焊缝金属屈 强比基本保持不变，但ＳＡ一１８２ Ｆ３１６ＬＮ屈强｝匕下降较明显：焊接热循环导致焊接热影响区冲击韧性 降低，在不同冲击试验温度下，ＳＡ＇５０８ Ｇｒ．３ Ｃ１．２吸收能量基本维持在２３０ Ｊ以上，但＂２１ ｏＣ时母材热 影响区吸收能量降低至１５０ Ｊ左右。 关键词：ＣＡＰ１４００：接管和安全端；力学性能 中图分类号：ＴＧ４０７ 文献标志码：Ａ ＤＯＩ：１０．７５１２／ｊ．ｉｓｓｎ １００１—２３０３．２０１６．１２．１７ 文章编号：１００１—２３０３（２０１６）１２－００８０—０４ Ｐｒｏｐｅｒｔｉｅｓ ｏｆ ｎｏｚｚｌｅ ｓａｆｅ－ｅｎｄ ｗｅｌｄｅｄ ｊｏｉｎｔｓ ｉｎ ＣＡＰ１４００ ｎｕｃｌｅａｒ ｐｏｗｅｒ ｐｌａｎｔ ＧＵ Ｙｕ ，ＬＩＵ Ｗｅｉｈｕａ ，ＺＨＡＮＣ Ｊｕｎｂａｏ ，ＹＵ Ｙａｎ （１．Ｓｈａｎｇｈａｉ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｅｎｇｉｎｅｅｒｉｎｇ Ｒｅｓｅａｒｃｈ＆Ｄｅｓｉｇｎ Ｉｎｓｔｉｔｕｔｅ，Ｓｈａｎｇｈａｉ ２００２３３，Ｃｈｉｎａ；２．Ｃｈｉｎａ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｉｎｄｕｓｔｒｙ Ｆｉｔｆｈ Ｃｏｎｓｔｍｅｌｉｏｎ Ｃｏ．，ＬＩ【｛，Ｓｈａｎｇｈａｉ ２０ １ ５００，Ｃｈｉｎａ） Ａｂｓｔｒａｃｔ：Ｉｎ ｔｈｉｓ ｐａｐｅｒ，ｍｅｅｈａｎｉｃａｌ ｐｒｏｐｅｒｔｉｅｓ ａｎｄ ｗｅｌｄａｈｉｌｉｔｙ ｗｅｒｅ ｉｎｖｅｓｔｅｄ ｆｍ’ｔｈｅ ｎｕｚｚｌｅ ｓａｆｅ－ｅＭ ｗｅｌｄ ｊｏｉｎｔ ｎｆ ＣＡＰ１４００ ｎｕｃｌｅａｒ ｐｏｗｅｒ ｐｌａｌＩｔｓ．Ｉｔ ｉｓ ｓｈｏｗｅｄ ｔｈａｔ ｔｈｅ ＮＤＴ ａｎｄ ｍｅｅｈａｎｋ、ａｌ ｐｒｏｐｅｒｔｉｅｓ ｔｅｓｔ ｒｅｓｕｌｔｓ ｍｅｅｔ ｔｈｅ ｄｅｓｉｇｎ ｒｅｑｕｉｒｅｎｍｌｉｔｓ．Ａｔ ｒｎｎｌｎ ｔｅｎｌｐｅｒａｔｕｒｅ ａｎｄ ｅｈｔ ｒａｔｉｏ ｏｉ’ＳＡ－１８２ Ｆ３１６ＬＮ ３５０℃ｔｅｓｔ ｃｏｎｄｉｔｉｏｎｓ，ｙｉｅｌｄ ｒａｔｉｏ ｏｆ ＳＡ－５０８Ｇｒ．３ Ｃ１．２ ａｎｄ ６９０ ｗｅｌｄ ｍｅｔａｌ ｈａｓ ｌｉｔｔｌｅ ｃｌｍｎｇｅ，ｗｈｉｌｅｖｉｄｅｃｒｅａｓｅｓ ｏｂ、－ｉｏｕｓｌｙ．Ｔｈｅ ｉｍｐｍ ｔ ｔｏｔｔｇｈｎｅｓｓ ｏｆ ｔｈｅ ＳＡ一５０８Ｇｒ．３ ＣＩ．２ ｈｅａｔ ａｆｆｅｃｔｅｄ ｚｎｎｅ ｄｅｃｒｅａｓｅｓ ｓｉｇｎｉｉｆ ｃ’ａｎｔ１ｖ ｄｕｅ ｔｏ ｔｈｅ ｗｅｈｔｉｎｇ ｈｅａｔ ．ｉｎｐｕｔ．Ｔｈｅ ａｂｓｎｒｂｅｄ ｅｎｅｒｇｙ Ｏｆ ＳＡ一５０８（ ３ Ｃ１．２｝）ａｓｐ ｍｅｔａｌ ｒｅｍａｉｎｓ ａｔ ａｂｏｖｅ ２３０ ｊ ａｔ ｄｉｉｆｅｒｅｎｔ ｉｍｐａｅｌ ｔｅｓｔ ｔｅｍｐｅｒａｔｕｒｅ，ｗｈｉｌｅ ｔｈｅ ａｂｓｎｒｂｅｄ ｅｎｅｒｇ） ｏｆ ｈｅａｔ ａｆｆｅ￣’ｔｅｄ ＺＯｌｌｅ １．ｅｄｕ（ ｅｓ ｔｏ ａｂｏｕｔ ｌ ５０ Ｊ． Ｋｅｙ ｗｏｒｄｓ：ＣＡＰ１４００；Ｉｌｏｚｚｌｅ ｓａｈ＇．一ｅｎｄ；ｍｅｅｈａｎｉｅａｌ ｐｒｏｐｅｒｔｉｅｓ ０ 刖舌 反应堆冷却剂系统又称一回路系统，实现将反 应堆堆芯中核裂变产生的热量传输给二回路，同时 冷却堆芯，防止燃料棒烧毁。一回路系统压力边界作 为裂变产物放射性的第二道屏障，其中的设备长期 在高温、高压及具有腐蚀性的高速流体冲刷下服役， 收稿日期：２０１６—０７—１８ 基金项目：嘲家重大专项资助项…２０１０ＺＸ０６００２） 作者简介：谷雨（１９８２一），男，占林人，博士，高级ｒ程师，主 要从事核电焊接 汁的相关下作 不但要保证结构的完整性，还要保证性能的可靠性， 这就要求所选用的材料不仅应具有高塑性、高韧性 的特点，还要具备较高的耐腐蚀、断裂韧性及抗疲 劳性能…。 ＣＡＰ１４００压水堆核电站的一回路系统由两条 对称并联在反应堆压力容器接管上的密闭环路组 成，接管材料采用Ｍｎ—Ｎｉ—Ｍｏ低合金钢，管道采用 ３１６ＬＮ奥氏体不锈钢，管嘴与管道之问的焊接属于 异种钢焊接。考虑到现场焊接时低合金钢焊后热处 理操作实施网难，设计制造时首先在管嘴端部堆焊 焊接工艺 符雨等：ＣＡＰ１４００核电站接管和安令端焊接接 性能 第ｌ２期 ６９０镍基合金隔离层，然后与不锈钢安全端进行对 接，将接管与主管道的异种金属焊接转变为不锈钢 的对接焊 实测表１ ＳＡ一５０８ Ｇｒ．３ ＣＩ．２低合金钢锻件化学成分 ％ 元素 ｗ（Ｃ） Ｗ（Ｍｎ） ０．１６４ １．３７３ （Ｓｉ） Ｗ（Ｐ） ｗ（ｓ） Ｗ（Ｃｒ） ０．３０７ ０．００９ ０．００３ ０．１８０ 接管和安全端之间的异种金属接头作为整个 结构中的薄弱部位．长时间高温服役必然导致性能 的恶化＿４ｌ。本研究模拟ＣＡＰ１４００接管和安全端结构， 开展焊接接头常规力学性能及疲劳性能研究，为接 元素 埘（Ｎｉ） （Ｆｅ） （Ｍｏ） Ｗ（Ａ１） Ｗ（Ｎｂ） ｗ（Ｔｉ） ０．５２ ０．０２ １ ０．００９ ０．０１０ ％ 实测 ０．８４０ 其余 表２ ＳＡ－１８２ Ｆ３１６ＬＮ不锈钢锻件化学成分 管和安全端的设计制造提供技术支持。 １试样制备和试验方法 ｌ－ｌ试验材料 试验采用的焊接材料、母材及坡口尺寸等均与 ＣＡＰ１４００核电站非能动余热排出热交换器安全端 技术要求保持一致 母材采购自沈阳科金特科１材料 有限公司，６９０镍基合金气体保护焊焊丝为国际超 合金公司的Ｉｎｃｏｎｅｌ ５２Ｍ，焊丝直径 １．０ ｈｉｍ。母材 及焊丝主要化学成分如表ｌ～表３所示。 焊面进行１００％ｌｙｒ检测；（２）隔离层堆焊完毕后进行 ＩＯ０％ＰＴ和１００％ＵＴ检测；（３）隔离层焊后热处理， １．２试板制备 接管和安全端焊缝窄间隙坡口如图ｌ所示，采 用ＣＡＰ１４００核电站 ｛Ｅ能动余热排ｆｆＪ热交换器安全 端焊接和焊后热处理一 艺以及无损检验方法进行 热处理保温温度设定为６１０ ；（４）打磨隔离层后进 行１００％ 和ｌ００ｏｋ［ｊＴ检测；（５）接管 安全端坡口 加Ｔ，坡口表面进行１００％ＰＴ检测；（６）坡口组对，采 试板的制备和探伤，试板制备流程为：（１）ＳＡ一５０８ Ｇｒ－３ Ｃ１．２接管端部进行隔离层堆焊，堆焊前对待堆 用自动ＴＩＧ焊完成接管与安全端对接坡口；（７）对 接焊缝１ ｏ（）％ＰＴ、ｌ００％ＵＴ和１００％，ＲＴ榆测。 图１接管和安全端焊缝坡口 １．３试验方法 室温拉伸试验按照ＡＷＳＢ４．０Ｍ一２０００进行，高温 拉伸试验按照ＡＳＴＭ Ｅ２１—１９９８进行，试样直径为 １ ２．５ Ｈ１ｎｌ，标距长５０ ｎｌＨ１，高温拉伸试验温度３５０℃。 样，直径 １０ １１１ｎｌ 试验温度３５０ ，波形为三角波， 啦变比为一ｌ。试验设备采用美同ＭＴＳ电液伺服万 能材料试验机Ｍ ＦＳ８１０．１３： ＳＡ一５０８ Ｇｒ．３ Ｃ１．２侧热影响区夏比Ｖ 缺口冲 击试验按照ＡＷＳ Ｂ４．ＯＭ一２０００进行，试样尺寸参照 ＡＳＴＭ Ａ３７０网１１Ａ 的要求：试验在一１２℃及２１℃ 下进行，一组ｉ个试样，取其平均值。 ２试验结果和分析 ２．１宏观形貌 在焊接接头无损探伤的基础上，对焊缝金属及 两侧母材热影响区进行宏观和微观检查，结果表明， 焊缝、隔离层及两ｆＩ『！Ｉｊ热影响区无任何裂纹、夹渣、气 孔、未熔合等缺陷，焊接接头宏观金相如图２所示。 安全端母材热影响区轴向等幅低周疲劳试验 按照ＡＳＴＭ Ｅ６０６—２０ｌ２进行，试验采用圆形截面试 焊接工艺 重珲梭 ３２０ 第４６卷 ２４０ 蛔ｌ 避１６０ ８０ ０ 母材 内表面 ａ ＳＡ－５０８ ＧｒＩ３ Ｃ１．２侧 ｂ ３１６ＬＮ侧 图２宏观金相照片 图４冲击试验结果 ２．２拉伸试验 安全端焊缝采用“等强度”的设计原则，即焊缝 金属性能应不低于“弱侧”母材的要求。对于接管和安 全端焊缝，安全端３ １６ＬＮ不锈钢为“弱侧”母材，母材 与焊缝金属室温及３５０℃拉伸试验结果如图３所示。 影响区冲击韧性降低，ｌ２ ｃｃ时母材热影响区吸收能 量最低值为１８０ Ｊ、一２ｌ℃时母材热影响区吸收能量 最低值降低至１５０ Ｊ左右。 ２．４疲劳试验 在３５０ ｑＣ的条件下，对ＳＡ一５０８Ｇｒ．３Ｃ１．２和ＳＡ一 １８２Ｆ３１６ＬＮ焊接热影响区进行等幅低循环疲劳试 验。试验时每组试样选取若干应变值，分别测定其 达到失效的循环数、应变和失效反向数。根据应力、 应变及反向失效数绘制应变一寿命曲线和稳定应 力幅一塑性应变幅曲线，如图５和图６所示。 １０－２ １ ｌｏ＿４ 图３拉伸试验结果 １０ 高温条件下，焊缝金属及母材抗拉强度均呈下降 趋势，但焊缝金属强度满足高于母材ＳＡ一１８２Ｆ３１６ＬＮ 强度的要求。３５０ ｏＣ时，ＳＡ一１８２Ｆ３１６ＬＮ母材抗拉强 度４６０ ＭＰａ，焊缝金属强度达￣１１５２０ ＭＰａ。另外，相比 于室温测试结果，ＳＡ一５０８ Ｇｒ．３ Ｃ１．２母材及６９０焊 缝金属３５０ ｏＣ时屈强比基本保持不变，但３１６ＬＮ屈 强比下降比较明显。 ｌ ｌ ｌＯ 失效反向数 ａ应变一寿命曲线 曼 ２．３冲击试验 按照ＣＡＰＩ４００核电站项目要求，ＳＡ一５０８ Ｇｒ＿３ Ｃ１．２冲击试验的要求是：试验温度一２１℃时，三个试 样吸收能量平均值应不小于４８ Ｊ；试验温度１２℃ 时，平均值不小于６８ Ｊ。ＳＡ一５０８ Ｇｒ．３ ＣＩ．２母材及焊 缝热影响区不同位置冲击试验结果如图４所示。 在不同冲击温度下，母材吸收能量基本维持在 ２３０ Ｊ以上，焊接过程中的循环热输入导致母材热 ・塑性应变 ｂ稳定应力幅一塑性应变曲线 图５ ＳＡ一５０８ Ｇｒ．３ ＣＬ２焊接热影响区疲劳试验结果 ８２‘ 澎 ． 焊接工艺 等：ＣＡＰ１４ＯＯ核电站接管和安全端焊接接头性能 第ｌ２期 ｂ 失效反向数 塑仆Ｊ． 变 ａ应变一寿命曲线 ｂ稳定应力幅一塑性应变曲线 图６ ＳＡ一１８２ Ｆ３１６ＬＮ焊接热影响区疲劳试验结果 试验过程中，随着循环次数的增加，应力幅先 有松弛的过程，随后较长时间保持稳定，在疲劳循 环后期，随着疲劳裂纹的扩展，试样失效断裂，裂纹 均发生在试样标距段内。由图５ａ和图６ａ可见，焊接 根据绘制的应变一寿命曲线，计算ＳＡ一５０８ Ｇｒ．３ Ｃ１．２和ＳＡ一１８２ Ｆ３１６ＬＮ焊接热影响区的疲劳延性 指数ｃ、疲劳强度指数ｂ、疲劳延性系数￡；和疲劳强 度系数 ；；根据稳定应力幅一塑性应变幅曲线，计算 材料在试验条件下的循环应变硬化指数ｎ 和循环 接头热影响区的低周疲劳寿命与应变幅密切相关， 应变幅越高，疲劳寿命越短。 强度系数 。计算结果如表４所示。 表４循环特征参数值 ３ 结论 采用满足ＣＡＰＩ４００核电站非能动余热排Ｉ叶｜热 交换器技术要求的锻件和焊接材料，进行接管和安 全端结构焊接工艺性试验。对焊接接头进行无损探 伤、金相检查和力学性能试验。结果表明，焊缝金属 室温及３５０ 抗拉强度始终高于ＳＡ—ｌ８２Ｆ３ｌ６ＬＮ母 材，ＳＡ一５０８ Ｇｒ．３ ＣＩ．２母材与６９０焊缝金属室温及 ３５０℃时屈强比基本保持不变，但３１６ＬＮ屈强比下 产生几率，实际生产过程中应严格控制热输入，尽量 采用较小的电流和快速焊接，减小热源在焊缝边缘 的停留时间，减少碳的迁移和母材金属在焊缝中的 熔合比，以保证焊接质量。 参考文献： 【１】郑明光，杜圣华．压水堆核电站［程设ｉｔ［Ｍ］．ｊ：海：上海 科学技术ｍ版神，２０１３：１４９—１５２． 【２】黄均麟，刘宏斌．稳压器接管与安全端异种金属接头的 焊接研究【Ｊ１．核动力工程，２０１３（３４）：１４１—１４３． 『３］刘全印。核电站稳压器设备安全端焊接技术ＩＪＪ＿压力容 器，２００９（１９９）：３４—３７． 降较明显；不同冲击试验温度下，ＳＡ一５０８ Ｇｒ．３ Ｃ１．２ 吸收能量基本维持在２３０ Ｊ以上，焊接热循环导致 焊接热影响区冲击韧性降低，一２ｌ℃时母材热影响 区吸收能量最低值降低到１５０ Ｊ左右 、为减少缺陷 【４】 Ｆ海涛．核电安全端异种金属焊接接头的局部力学性能 及断裂行为ｆＩ）１．｝二海：华东理Ｉ 大学，２０ｌ３． 学 新 ‘８３‘
