核電工程控制棒驅動機構Ω環(huán)水壓試驗后PT顯示問題的處理

馬新朝

（中國核電工程有限公司 北京 100840）

核電工程控制棒驅動機構Ω環(huán)水壓試驗后PT顯示問題的處理

馬新朝

（中國核電工程有限公司 北京 100840）

文章論述了CRDM Ω環(huán)焊接完成后水壓試驗后在進行液體滲透檢驗后在母材區(qū)域存在圓形顯示時所采取的應對措施，從母材的制造標準及現場焊接的標準對照方面入手，分析了制造與焊接時PT驗收時的標準的應用差異是造成PT顯示的主要原因，通過對顯示區(qū)域的表面掃描電鏡檢查、金相檢驗、理化檢測，水壓試驗與PT顯示的關系分析，提出了照用、打磨及打磨后補焊、采用西屋的CSCA預防措施及最終的WSI公司的Overlay四種方式，為核電工程對于Ω環(huán)顯示問題的處理提出了權威性解決措施。

控制棒驅動機構 Ω環(huán) 水壓試驗 PT顯示問題 處理

M310型核電機組控制棒驅動機構耐壓殼及熱電偶柱陰法蘭在反應堆壓力容器管座上的焊接共有65道焊口，其中61道焊口為控制棒驅動機構耐壓殼與反應堆壓力容器管座的焊接，其余4道焊口為熱電偶柱陰法蘭與反應堆壓力容器管座的焊接。下部Ω環(huán)上環(huán)材料為00Cr18Ni10N，規(guī)格為φ162mm×2mm，下環(huán)材料為Z2CN19-10（控氮）不銹鋼，規(guī)格為φ162mm×2mm。焊接填充環(huán)材料為00Cr18Ni10N，規(guī)格為φ164.4mm×1.4mm，手工補焊用焊接材料為ER308L。

控制棒驅動機構耐壓殼材料為00Cr18Ni10N，熱電偶柱陰法蘭及壓力容器頂蓋上的管座材料均為Z2CN19-10（控氮）不銹鋼（滿足RCC-M M3301中Z2CN19-10控氮不銹鋼的規(guī)定）。下部Ω焊縫的工作具有放射性，工作設計壓力17.23MPa（絕對壓力），工作運行壓力15.5MPa，設計溫度343℃（蒸汽側工作介質設計溫度316℃，壓力p=17.6MPa），水壓試驗壓力22.8MPa，被焊件壁薄δ=2mm，焊接及檢驗區(qū)域要求嚴格等特點。

圖1 Ω焊縫上下環(huán)零件詳圖

方家山核電工程的控制棒驅動機構耐壓殼及熱電偶柱陰法蘭在反應堆壓力容器管座上下部Ω焊縫在焊接后，按核動力院的QFS-420452-JT2的要求對焊縫及其臨近區(qū)進行了檢驗，結果如下：在下部模擬環(huán)上的母材區(qū)域發(fā)現了距焊縫邊緣8～10mm處，有2個0.5mm圓形顯示，且間距小于3mm；距焊縫邊緣6～8mm處，有3個0.5mm圓形顯示，且間距小于3mm。第二個焊接見證件在水壓試驗后判定液體滲透檢驗不合格。

現場焊接了16根產品，在水壓試驗后按JT2標準一次性通過了3根，其余13根在母材區(qū)域均有不滿足JT2標準的顯示。

1 原因分析

對此顯示問題，方家山核電工程項目部成立了專項領導小組，從母材制造方面，焊接材料及焊接方面，水壓試驗過程方面均進行了認真細致的分析，排查產生該問題的主要原因。

1.1 材料分析

●1.1.1 上下部Ω環(huán)母材的制造情況分析

分析了制造的質量計劃及制造工序，對質量計劃擬定的工序流程進行了審查，并對重點的冶煉及鍛造、性能熱處理工序（如圖2所示）進行了審查，并對理化檢驗[力學性能試驗、晶粒度、金相檢驗（試驗項目夾雜ASME E45及晶粒度ASME E112，金相組織分析）、化學成分分析、晶間腐蝕（送樣按B法，700℃保溫30min，然后以60℃/h爐冷至500℃后空冷，進行敏化處理，腐蝕方法按RCCM MC1310進行試驗，經聲響鑒定，發(fā)清脆金屬聲，與對比試樣無差異，彎曲90°后未發(fā)現晶間腐蝕跡象）]的結果進行了審核：結果表明，產品的制造質量符合相應的技術條件的要求。

圖2 熱處理性能試驗曲線

●1.1.2 焊接材料及焊接

對焊接材料的復驗情況，焊接情況及焊接工藝均進行了分析，審查了報告，特別對焊接工藝評定及見證件的各項檢查內容進行了重點核查，焊接材料符合標準要求，并經過4次專家評審會審查與分析，焊接工藝合格。

1.2 水壓試驗過程分析

在進行水壓試驗時，采取的技術要求如下：水壓試驗的介質為A級除鹽水，水壓試驗溫度不低于5℃，水壓試驗的壓力測量儀表必須進行標定并在有效期內，壓力表的量程為0～30MPa、水壓試驗時將壓力穩(wěn)定在23.1MPa～23.3MPa，保壓15min～30min,試驗過程中，目視檢查焊縫表面，不允許存在滲漏，若壓力降至22.8MPa以下，則結果不合格，水壓試驗后應再次對焊縫區(qū)及PT。

圖3 工藝評定水壓試驗曲線

從水壓試驗的環(huán)境及試驗過程和記錄等方面進行了認真分析，得出水壓試驗過程符合技術條件的要求，但也發(fā)現了該技術條件對水壓試驗的要求粗略。

1.3 標準應用情況解讀

●1.3.1 母材標準解讀

核動力院2008年技術規(guī)格書QFS-420352-JT18《反應堆壓力容器CRDM/TC管座法蘭不銹鋼材料技術要求》及核動力院2011年技術規(guī)格書QFS-420452-JT1《控制棒驅動機構00Cr18Ni10N不銹鋼鍛棒技術條件》均對壓力容器頂蓋管座、控制棒驅動機構使用的材料進行了規(guī)定，需滿足RCCM M3301中對Z2CN19-10(控氮)的規(guī)定[1-2]。

RCCM M3301對液體滲透檢驗要求如下：采用以下可記錄條件和驗收準則：任何尺寸等于或大于1mm的缺陷應予記錄；凡呈現下述顯示的缺陷應予拒收：①線性顯示；②尺寸超過3mm的非線性顯示；③3個或3個以上邊緣間距小于3mm的排列成行的顯示；④在100cm2的矩形表面上，累計有5個或5個以上成組顯示，該矩形長邊不大于20cm,且取自對顯示評估最不利的部位。當上述檢測發(fā)現部件上存在不能接受的缺陷時，該部件不能以原狀態(tài)接受，應按本規(guī)范第7節(jié)的規(guī)定執(zhí)行即：只有用打磨法消除缺陷后，尺寸仍在允許公差范圍內的部件才可以被接受；打磨后為確保缺陷完全消失，應按MC4000的規(guī)定做液體滲透檢測；驗收準則按第5節(jié)的要求執(zhí)行，鍛造車間不得進行焊補。

●1.3.2 焊接檢驗標準解讀

按RCCM S7724.5 a）密封焊縫要求中只對焊接完成后要求進行液體滲透檢驗，并未要求在水壓試驗后進行檢驗[3]。

核動力院技術規(guī)格書QFS-420480-JT2《控制棒驅動機構耐壓殼及熱電偶柱陰法蘭在反應堆壓力容器管座上的焊接和檢驗技術要求》要求焊接完成和水壓試驗后都進行液體滲透檢驗，檢驗要求一致。具體要求如下：①在焊縫區(qū)域，不允許有任何顯示；②在焊縫以外的區(qū)域，尺寸大于1.5mm的任何顯示，以及尺寸小于1.5mm但其間距小于3mm的所有顯示均不合格。對于寬度等于理論焊喉厚度且不超過5mm的焊縫金屬附近區(qū)域內，尺寸大于1.5mm的任何顯示以及尺寸小于1.5mm但任意兩者之間的間距小于3mm的顯示均為不合格。

對比兩個標準，現場焊接的標準很明顯高于車間制作的母材標準，造成此PT顯示問題的主要原因是標準的應用偏差引起。

2 對PT結果的處理

對PT結果一方面要做好水壓試驗壓力與PT顯示的關系的分析；另一方面研究水壓試驗后對材料組織的檢查與驗收分析，分析壓力與材料組織的影響，來排除是否為材料原因而引起的PT顯示。

2.1 水壓壓力與PT顯示的關系分析

●2.1.1 循環(huán)水壓試驗及PT

查找產生此顯示的原因，采用單因素分析方法進行分析，對第二個焊接見證件進行水壓試驗及水壓試驗后的液體滲透檢驗，并清除缺陷再次進行水壓試驗，如此一直循環(huán)。水壓試驗采取按技術條件規(guī)定水壓試驗壓力的試驗規(guī)程進行試驗。

表1 水壓試驗的結果統(tǒng)計

由表1可以得出，在經過7次水壓試驗后，水壓試驗對焊縫造成了破壞，焊縫發(fā)生了變形，至第9次水壓試驗后Ω焊縫仍可以保持水壓試驗壓力，可見焊縫可經得至少9次的疲勞載荷。

●2.1.2 分級水壓試驗

水 壓 試 驗 按10MPa、15.5MPa、17.2MPa、22.8MPa等4個壓力等級進行分級由低至高進行試驗，水壓試驗的介質為A級除鹽水，溫度、升壓降壓速率等參數與產品試驗相一致；升到每級水壓試驗壓力時，保壓時間不得小于30min，保壓期間對見證件進行VT，觀察是否存在滲漏、變形等現象；每級水壓試驗完成保壓和目視檢查后，將壓力降至0，對見證件的檢驗區(qū)域進行PT，低級合格后逐級進行下一級水壓試驗。試驗的目的來驗證水壓試驗壓力與出現PT顯示的關系。

針對此分級水壓試驗，筆者以第一次水壓試驗合格的基礎上，進行了一次水壓試驗，當壓力升至10MPa時保壓后檢查，發(fā)現PT后存在超標顯示，由此可得出，該材料經第二次水壓試驗在10MPa以上就會存在PT超標顯示。

●2.1.3 受力分析

由水壓試驗結果可以得出：隨著每次水壓試驗完成后，均會在下環(huán)母材區(qū)域產生PT顯示，隨著試驗次數的增多，水壓試驗后PT顯示有增多的趨勢，但隨后有趨于穩(wěn)定的趨勢，至8次，9次，PT顯示趨于穩(wěn)定，其尺寸均符合技術條件的要求，即仍有間距大于3mm的合格顯示，對此問題進行原因分析，受力圖如圖4所示。

圖4 見證件水壓試驗過程中的上下環(huán)受力示意圖

由于水壓試驗過程中，內部不斷地受壓力的作用，由0上升至23.2MPa，壓力逐漸增大，在外部R=6mm、R=4mm、R=8mm的弧面上產生的表面擴張力/拉力也逐漸增大，外部表面也逐漸產生了不同程度的擴張；當壓力至最大時，由于持續(xù)的保壓，而使其外表面處于持續(xù)擴張的狀態(tài)；而此時，由于鍛造對組織結構的影響、車削加工R弧時的機加工作用、零件表面粗糙度的影響，致使處于此處的微小缺陷如氧化夾雜物、氧化皮等組織的不致密、不均勻性因素或其他原因引起的微小缺陷受拉而長大，長大區(qū)域局部趨于集中，從而產生了局部間距小于3mm的表面顯示。

2.2 理化檢驗

對Ω環(huán)的母材區(qū)域及PT顯示區(qū)域進行掃描電鏡外觀形貌檢查及顯示缺陷的相關理化檢查，重點做了最具有代表性的，以打2次水壓試驗并經PT后的具有合格顯示缺陷及超標缺陷試件在缺陷處的外觀形貌，以分析水壓試驗對Ω環(huán)焊縫及母材區(qū)的影響。

●2.2.1 材料化學成分分析

從出現PT顯示的母材上取樣，進行材料化學成分分析，結果見表2，表中同時列出了Z2CN19-10材料的化學成分規(guī)范。對照看出，材料化學成分滿足規(guī)范要求。

表2 材料化學成分分析結果及成分規(guī)范（Wt%）

●2.2.2 PT顯示結果的表面形貌分析

第三個見證件在第三次水壓試驗后，液體滲透檢查到的5處不合格顯示，PT顯示位置距焊縫邊緣6～7mm處，有2個0.5mm的圓形顯示；代表性PT顯示均位于焊縫同一側水壓試驗時的最大應力區(qū)，同一位置的缺陷間距小于3mm。

用電火花切割的方法將所有PT顯示部位取下，對表面進行簡單刷洗后放入超聲波清洗機中清洗。試樣表面清洗干凈后放入掃描電子顯微鏡中進行觀察，缺陷的微觀形貌及能譜分析的特點及統(tǒng)計結果如下：間距約2.5mm的PT顯示，兩條口部張開的小裂紋，裂紋尺寸分別為150μm和100μm，內部可見韌窩斷口和非金屬夾雜物，裂紋尖端有明顯塑性變形；其余表面裂紋的長度在20μm～150μm間，部分裂紋存在分支、內部可見韌窩斷口和非金屬夾雜物、內部位大尺寸非金屬夾雜物或其剝落后留下的痕跡，裂紋尖端有明顯塑性變形；另外還有多處夾雜物剝落坑處出現塑性變形已經形成微裂紋或有形成微裂紋的傾向。

根據統(tǒng)計結果分析這些PT顯示均為表面微裂紋，這些裂紋基本都起源于表面的非金屬夾雜物處。由于非金屬夾雜物破壞了基體的連續(xù)性，其周圍存在應力集中，夾雜物尺寸越大棱角越尖銳應力集中越嚴重，當材料中應力水平較高時這些應力集中部位常會首先發(fā)生開裂，形成微裂紋；另外，檢驗中還發(fā)現，見證件表面許多區(qū)域都存在機加工表面出現破裂不連續(xù)和機加工痕扭曲的現象，表明水壓試驗中這里的應力水平已經到達甚至超過了材料的屈服強度，材料發(fā)生了塑性變形。

圖5 間距小于3mm的2個典型顯示（間距約2.5mm）掃描電鏡形態(tài)

●2.2.3 金相檢驗與分析

用拋光膏對PT顯示處表面進行拋光，用草酸電解腐蝕后對表面進行觀察，結果顯示，原先的幾處缺陷都已經被祛除掉，缺陷周圍組織不存在異常。在見證件上沒有PT顯示的區(qū)域取橫縱剖面金相試樣，進行組織、晶粒度和非金屬夾雜物檢驗，根據ASTM E45進行的非金屬夾雜物評級結果見表3，可見，非金屬夾雜物級別滿足規(guī)范要求，但材料中存在D類超尺寸夾雜物。材料金相組織為孿晶奧氏體+鐵素體，晶粒度為3級，滿足規(guī)范要求（≥3級）。焊縫區(qū)為奧氏體+枝晶狀鐵素體組織；分析鐵素體的含量，下環(huán)基體材料的鐵素體含量在1.0%～1.5%之間，焊縫區(qū)鐵素體含量在9%～13%之間，均滿足技術條件的要求，金相檢驗結果合格。

表3 非金屬夾雜物檢驗結果

●2.2.4 硬度測試

PT顯示位置做剖面金相試樣，分別在內、外表面和壁厚中部進行顯微維氏硬度測試，結果見表4，表中基體硬度測試區(qū)位于加工有螺栓孔的法蘭區(qū)。可見，基體材料的硬度值偏低，缺陷區(qū)的硬度整體比基體要高，內外表面附近的硬度比壁厚中部高很多，未經過打磨的內表面硬度最高，比基體高出近110HV。硬度的差異從另一個側面驗證了缺陷區(qū)材料發(fā)生了塑性變形，存在形變硬化現象。

表4 顯微硬度測試結果(HV0.2)

●2.2.5 理化檢驗的結論

見證件材料的化學成分滿足規(guī)范要求；見證件材料晶粒度、非金屬夾雜物含量滿足規(guī)范要求，但材料中存在D類超尺寸夾雜物；見證件基體材料的硬度偏低；液體滲透檢驗的5處不合格顯示均為表面微裂紋，這些微裂紋多起源于非金屬夾雜物處；材料中存在較多大尺寸非金屬夾雜物和相對較高的水壓試驗應力是導致表面微裂紋形成的主要原因，焊接操作對裂紋形成無直接關系。

結合西屋專家的評審結論：西屋專家對這些表面顯示定義為疑似裂紋。在機加工表面上產生的疑似裂紋是產生PT顯示的主要原因，材料中的條狀鐵素體及非金屬夾雜物是產生塑性變形的原因，見證件母材上的顯示缺陷結果滿足RCC-M規(guī)范的要求，認為可以原樣接受。

3 整改措施

核電工程控制棒驅動機構Ω環(huán)焊接后及在水壓試驗后PT顯示的問題主要表現在以下幾個方面：一是對于產品、零件的制造技術要求低于現場的焊接標準要求，容易造成各種不同的理解；二是對Ω環(huán)的焊接環(huán)境控制不到位，灰塵、相對濕度不易控制，成品保護不到位；三是現場焊接后的水壓試驗過程控制不到位等問題。

3.1 優(yōu)化產品制造技術標準

由于Ω環(huán)焊接在核電施工的重要性，因此必須明確對于技術條件的規(guī)定，減小各類容易引起的爭議認識，如在QFS-420480-JT2《控制棒驅動機構耐壓殼及熱電偶柱陰法蘭在反應堆壓力容器管座上的焊接和檢驗技術要求》中明確檢驗區(qū)域，即產品及見證件在焊接完成、水壓試驗后在PT時明確檢驗區(qū)域及驗收標準。

明確產品的制作及焊接要求，改進技術條件：1）產品制造時的驗收標準與現場焊接時的驗收標準相統(tǒng)一；2）在制造廠中增加對于下環(huán)及上環(huán)的密封試驗檢驗，增加產品見證件。由于水壓試驗是破壞性試驗，不能在產品上進行多次試驗，可以在批次產品中設置見證件，從而驗證產品的各項性能指標，以見證件的質量來反映產品在鍛造后、機械加工后產品的質量；增加了見證件的檢驗，也可以減少質量不穩(wěn)定產品的出廠機率。

3.2 優(yōu)化水壓試驗工藝

技術要求如下：1）水壓試驗時的加壓速度ν≤3MPa/min；2）水壓試驗在保壓過程中壓力下降至22.8MPa時則試驗失敗（不合格）。由此可以看出該技術規(guī)格書對此描述比較粗略，因此需要進行細化和優(yōu)化。

對于Ω環(huán)的水壓試驗，筆者提出以下優(yōu)化要求[4]：

1）水壓試驗的過程必須分級控制，緩慢升壓逐步保壓，控制加壓及泄壓速度ν≤0.3～0.5MPa/ min；

2）結合Ω環(huán)的實際工況，其中一個過程必須反應出運行工況的實際情況，按工作壓力、設計壓力、試驗壓力三個階段進行試驗，最終升至試驗壓力的要求，執(zhí)行技術規(guī)格書；

3）分級保壓時間5min,保壓過程中對焊縫及母材區(qū)域進行100%VT；

4）明確水壓試驗過程中的檢查要求：焊縫無可見變形，試驗過程中無異常聲響，VT無缺陷；

5）完善試驗及檢驗記錄。

優(yōu)化后的試驗曲線如下圖示，其中p1為工作壓力；p2為設計的工作壓力值；p為技術規(guī)格書規(guī)定的試驗壓力。

3.3 增強清潔區(qū)及成品保護控制

對于施工區(qū)域，要加強清潔度控制，保證施工環(huán)境的通風、采光、環(huán)境的相對溫濕度控制在80%RH以下，優(yōu)于技術條件規(guī)定的≤90%RH的要求，保證施工區(qū)域無灰塵，控制好各類輔助用具滿足不銹鋼施工的要求，嚴格控制鹵族元素的含量，并嚴格控制碳鋼產品的使用。

4 Ω環(huán)水壓試驗后PT顯示問題的處理措施

對Ω環(huán)水壓試驗后PT顯示問題的處理，分在母材區(qū)域及焊縫區(qū)域的處理，對焊縫區(qū)的處理，可以采取局部打磨、挖補后進行手工TIG返修；而對于母材區(qū)域的PT顯示，處理時可采取以下方法。

4.1 對PT顯示問題的專家評審

現場成立了以中國核電工程有限公司CNPE、秦山核電有限公司QNPC、中核核電運行一廠CNNO-1、中國核動力研究設計院NPIC、中核建設集團23公司CNI23等單位組成的專項行動領導小組，對此問題進行專項處理，通過對標準的解讀和研析，現場9次水壓試驗的結果驗證，并將見證件送至鋼鐵研究總院和西屋公司試驗室分析并由西屋專家對此現象評審，按照評審的結果可以按照用進行處理，并提出了以下可行性解決措施。

4.2 照用

簽于生產廠家的各類生產、檢查試驗報告的合格性，分析對照了相應的標準要求，并經第三方試驗室的檢查檢驗結果和西屋公司材料專家的技術評審論證結論，對Ω環(huán)焊接后在水壓試驗后母材區(qū)域的PT顯示問題提出了照用的方案，此種方案報核安全局進行安全評審。2013年7月31日，國家核安全局組織專家對此問題進行了評審，給出了可以接受的評審意見。核安全局對此的評審結論如下：針對方家山1號機組CRDM下部密封焊縫及母材PT顯示不符合設計要求的事件，按照RCC-M規(guī)范的相關要求進行處理是可以接受的。

雖然部分管座鍛件的夾雜物和晶粒度復驗結果不滿足設計要求，但根據相應的制造完工報告數據和設計院的論證材料，可判斷對母材機械性能的影響可以接受。同時考慮到CRDM材料失效機理和特殊運行環(huán)境，應關注對材料的疲勞性能和應力腐蝕的影響，并加強在役期間的監(jiān)督檢查。

對超標顯示應進行相應處理，包括打磨和打磨后的PT驗收。對于打磨超過設計最大允許修磨深度的情況，應制定專門的處理方案。

建議相關單位在后續(xù)CRDM管座和耐壓殼鍛件的設計和制造過程中提高非金屬夾雜物的控制要求，如采取改進冶煉方式、優(yōu)化鍛造工藝等方法。

4.3 對母材區(qū)域PT顯示進行修磨打磨處理

對于母材區(qū)域PT顯示的打磨修磨量，設計院通過力學計算與分析，給出了可以打磨0.13mm的技術要求。由于重復水壓試驗對產品實體質量會產生不利影響；按RCCM3301，對母材本體表面缺陷（如有）清除后，只要求做PT檢驗；PT后可以免除水壓試驗（現場的實踐：第二個焊接見證件9次水壓試驗均未發(fā)現泄漏，在第9次水壓試驗后的液體滲透檢查結果也是合格，說明這些缺陷不是貫穿性顯示，屬于淺表面顯示）。

對于0.13mm的打磨量的量化方法需要制定方案，可以采取多次打磨或拋光，用打磨次數及時間來量化，在實際打磨時需要做好打磨記錄。

4.4 局部挖補后返修

對于母材區(qū)域局部打磨后超過0.13mm的位置，可以考慮局部手工氬弧焊補焊的工藝方式進行，此問題已有成熟的經驗可借鑒，但在處理前需要做好相應的準備工作，如補焊工藝評定已完成，焊接工藝規(guī)程已制定完善，焊絲的牌號、規(guī)格型號及焊接工藝參數的選擇，高純氬氣的選擇，焊工考試等需要完善。

對局部挖補的返修方案，對焊工的資質技能要求很嚴格，心理素質良好，對于薄壁Ω環(huán)的返修，做好模擬試驗是必要的措施。

4.5 CSCA進行處理的建議

CSCA：Canopy Seal Clamp Assembly即Ω環(huán)焊縫密封夾緊裝置（夾具）。為進一步降低可能存在的質量風險，對打磨量達到0.13mm但仍未消除的超標顯示，業(yè)主已著手準備采用美國西屋的CSCA夾緊技術措施進行預防性維修，采用該技術可以降低新缺陷的產生以及原有缺陷的進一步擴展。

4.6 對PT顯示部位的整體堆焊即Overlay

表面堆焊是對產品的最不利的處理方式，即是對Ω環(huán)外部進行兩層堆焊，按照canopy焊縫的形狀進行4mm的弧形堆焊如圖7所示（堆焊層的厚度由WSI設計得出）。此工作將由WSI公司進行，此工作的進行將影響我國的核電建設工作。

圖7 WSI公司對方家山核電工程canopy焊縫的堆焊層設計

主要堆焊工藝參數見表5。

表5 規(guī)定參數表

如某一層的焊接參數如下：

焊接方法：手工GTAW焊；多道多層連續(xù)單填絲鎢極氬弧焊；

焊接電流：I=85～130A；U=9.4～10.6V；v=2～4IPM；直流反接；

Ar流量及要求：正面，45CFH，背面1-200CFH(可不充氬)；高純氬純度≥99.997%；

焊接工件的焊接前溫度/預熱溫度10～30℃（50～87°F），不得超過93℃；層間溫度49℃/120°F～176℃/350°F；

堆 焊 焊 絲 型 號：SFA5.14 ERNiCrFe-7A φ0.035″。

5 結論

方家山核電工程CRDM Ω環(huán)的焊接施工，自2013年4月25日召開第一次專家會以來，歷時3個月，針對Ω環(huán)在水壓試驗后的PT顯示問題，停止施工進行原因分析及事件處理，共召開17次大型綜合性專家會議和對核安全局的對話評審會，分析了PT顯示的產生原因；北京鋼鐵研究總院對見證件進行了分析并邀請西屋公司進行了顯示問題的專家評估《CRDM Canopy Seal Weld Mockup Laboratory Evaluation》 及 裂 紋 缺 陷《Crack Growth Evaluations of Flaw Indications on the Canopies at Fangjiashan》的評估報告，對此顯示問題所反映的材料鍛件出廠報告中夾雜物等級、晶粒度和PT均合格，與現場PT結果和夾雜物、晶粒度復驗結果有一定差異等問題明確了該缺陷對鍛件母材合格性無明顯影響；方家山核電工程項目部委托蘇州熱工研究院對CRDM的管座母材進行了性能評估及模擬電廠實際運行情況的腐蝕性能研究，得出了該缺陷的存在對性能無明顯影響，且對裂紋的擴展情況進行了評估，其性能能滿足核電廠的壽期的結論；對1號機組CRDM下部密封焊縫及母材PT顯示問題可按照RCC-M規(guī)范的相關要求進行打磨處理的方法可行。

1）目前方家山核電工程對所有開啟NCR的耐壓殼及管座，采取了照用的方案。

2）對PT顯示的處理采取多次打磨或拋光，用打磨次數及時間來量化0.13mm的打磨量的量化方法，并在實際打磨時做好打磨記錄。經打磨后PT和工藝系統(tǒng)22.8MPa水壓試驗后PT，均合格且無顯示。

3）秦山核電廠一期工程在后續(xù)的役檢后，對Ω環(huán)采取了WSI公司對方家山核電工程canopy的工藝，修復成功，為核電廠國內對Ω環(huán)PT顯示的處理提供了寶貴的施工經驗，驗證了該工工藝的可行。

6 討論與建議

1）在對于CRDM Ω環(huán)的焊接及水壓試驗PT檢測方面，各核電廠均要以此事件作為經驗反饋，設計單位及相關材料制造單位要在后續(xù)CRDM管座及耐壓殼鍛件的設計及制造過程中提高非金屬夾雜物的控制要求，以減小薄壁母材受焊接及水壓試驗影響而在表面產生相關顯示的問題。

設計院在Ω環(huán)密封焊縫的設計時，可進行優(yōu)化設計，一方面可考慮增大此處的設計厚度，由現在的2mm加厚至6mm，以減小由于水壓試驗時對材料的影響；另一方面，設計院可以在技術條件中明確對于母材區(qū)域PT顯示結果的修理技術要求；第三，對于水壓試驗明確分級試驗的具體要求；最后，設計院可在制造階段增加產品見證件的設置，以減小“合格但體質弱產品的出廠”。

2）由于我國的材料制造技術水平的影響關系，目前在核電的關鍵部位設計中，需要考慮國家的鍛造技術，為保證材料的可靠性及穩(wěn)定性，在煉鋼中需要增加環(huán)境的控制，控制好煉鋼及鍛造的質量，以提高材料的性能，不僅是要滿足技術條件的規(guī)定，更要充分保證材料化學成分的均勻分布，以減小如條狀鐵素體及夾雜物的偏聚。在鍛造過程中增強鍛造次數，考慮研究改進鍛造工藝，從根本上促進鍛造制造水平。

3）在現場對于母材區(qū)域的標準，按照RCCM3301進行控制，不要無限制的提升從嚴標準要求（經過多次水壓試驗及專家的評審及論證可以得出照用的結果）。對于目前Ω環(huán)在水壓試驗后的PT問題，評價及判定是合格的，為保證核安全，可以在運行過程中加強在役監(jiān)控，在每個換料大修期間，對焊縫及附近母材實施增強型目視檢查，同時還應抽取一定數量的CRDM對Ω焊縫及其相關弧段母材區(qū)域進行PT，對PT結果進行評價，以便必要時對于薄弱環(huán)節(jié)制定相應的預防性維修處理措施。

[1] 中國核動力研究設計. QFS-420352-JT18反應堆壓力容器CRDM/TC管座法蘭不銹鋼材料技術要求[Z]. 2008.

[2] 中國核動力研究設計院. QFS-420452-JT1控制棒驅動機構00Cr18Ni10N不銹鋼鍛棒技術條件[Z]. 2011.

[3] 電力行業(yè)核電標準化技術委員會，中國廣東核電集團標準建設委員會. 核電材料 焊接標準宣貫及研討技術資料匯編上、下冊[M]. RCC-M 2000版+2002補遺 第IV卷 S篇 焊接 2010.12.

[4] 馬新朝. 核電工程焊接監(jiān)理[M]. 北京：中國原子能出版社，2014.

The Problem and Treatment Showed in PT Test after Hydraulic Testing of Control Rod Driving Mechanism Ω Ring in Nuclear Power Project

Ma Xinchao
(China Nuclear Power Engineering Co., Ltd. Beijing 100840)

This paper discusses the solutions to liquid PT test circular display existed in base metal area after hydraulic testing when the CRDM Ω ring welding is finished. According to the contrast of base metal manufacturing standards and the field welding standards, this paper finds the primary cause of PT test is the difference of PT testing codes used in manufacturing and welding. With the surface scanning electron microscopy, metallographic examination, physical and chemical testing of the display area, and analysis of the relationship between the hydraulic pressure test and PT display, the four measures: illumination, polishing and grinding after welding, the Westinghouse CSCA preventive measures and the final WSI Overlay, as authoritative solutions for nuclear power project in dealing with the Ω ring display problem are proposed.

Control rod drive mechanism Omega ring Water pressure test PT display problem Treatment

X933.4

B

1673-257X(2015)11-0032-09

10.3969/j.issn.1673-257X.2015.11.008

馬新朝（1974～)，男，碩士，總經理助理，高級工程師，從事核電安裝焊接工藝及新技術研究、無損檢測（RT、UT）技術、理化檢測等工作。

2015-05-15）