譚 勇,薛敬凱,何子昂,羅緒珍,王成林
(1.中核核電運行管理有限公司,浙江海鹽314300;2.中國核動力研究設計院反應堆燃料及材料重點實驗室,四川成都610041)
基于自動脈沖TIG焊的核級閥門管道焊接工藝
譚 勇1,薛敬凱2,何子昂2,羅緒珍2,王成林1
(1.中核核電運行管理有限公司,浙江海鹽314300;2.中國核動力研究設計院反應堆燃料及材料重點實驗室,四川成都610041)
針對核電廠運行期間核一級手動截止閥唇邊焊易發生泄露的風險,要求閥門需要進行整體更換,分別對核級閥門兩種規格的接頭開展自動脈沖TIG焊接工藝研究,并對焊后的試件進行滲透、X射線探傷等無損檢驗和拉伸、彎曲、金相、化學分析和晶間腐蝕等破壞性檢驗。試驗結果表明,壁厚2.77 mm的焊接接頭拉伸力平均值為564 MPa,斷后伸長率平均值為39.25%;壁厚8.7 mm的焊接接頭拉伸力平均值為612 MPa,斷后伸長率平均值為46.75%,兩種壁厚的焊接接頭均具有良好的力學性能,面彎試驗和背彎試驗均未發現裂紋,彎曲性能良好;壁厚2.77 mm接頭的金相組織主要是板條狀鐵素體,壁厚8.7 mm接頭的金相組織主要以樹枝狀鐵素體為主;兩種壁厚的焊接接頭中熔敷金屬的化學成分經檢驗均滿足技術條件的規定;采用彎曲法進行晶間腐蝕試驗,經檢驗兩種規格的接頭均無晶間腐蝕傾向。
核電廠;核級閥門;自動脈沖TIG
核電廠核一級手動截止閥是安裝于核島一回路的閥門,采用螺紋連接該閥門的閥體和閥蓋,通過金屬墊片保證閥體和閥蓋間的密封,同時施以唇邊焊防止介質泄漏,如圖1所示。國內福清核電1號機組在熱試一階段熱停堆平臺,發現5臺核一級手動截止閥唇焊開裂,熱試一階段結束后目視檢查1號機組約700臺截止閥,發現其中6臺閥門中的法蘭唇焊接處存在硼結晶。在發現泄漏的11臺閥門中,9臺為測溫旁路隔離閥。熱試二階段,測溫旁路1臺隔離閥再次發生唇焊開裂。1號機組裝料后達熱停堆平臺時,測溫旁路1臺隔離閥唇焊再次開裂。機組運行后,如發生大規模閥門唇邊焊泄漏,可能帶來一回路不可識別泄漏率超標及測溫旁路不可用導致的核安全風險。

圖1 閥門結構示意Fig.1 Schematic diagram of valve structure
為避免閥門運行期間唇邊焊泄漏,提高機組的可靠性和安全穩定性,核電廠對核一級手動截止閥進行切割更換。由于現場空間位置有限,有些位置人員不可達,且環境輻射劑量高,工作環境不適合手工焊接。自動脈沖焊具有熱輸入量小、工作效率高、可遠程控制等優點,尤其適合于核島內高輻射環境下的管道焊接。
針對核電機組高輻照環境下閥門管道的焊接,采用自動脈沖TIG焊,對手動截止閥進行了自動焊接工藝試驗。
試驗材料為06Cr19Ni10,閥門進口管道壁厚8.7 mm,出口管道壁厚2.77 mm,根據RCC-M(2000+ 2002補遺)法國壓水堆核電站核島機械設備設計與監造法則的規定,焊件尺寸分別設計為150 mm× 60.3 mm×8.7 mm與150 mm×60.3 mm×2.77 mm,焊材為ER316L,規格為φ1.0 mm,母材和焊絲的化學成分如表1所示,力學性能如表2所示。

表1 母材和焊絲的化學成分Table1Chemicalcompositionofbasemetalandwelding

表2 母材和焊絲的力學性能Table 2 Mechanical properties of base metal and welding
1.2.1 焊接設備與方法
試驗在POLYSOUDE自動焊機上進行,焊后對焊接接頭進行滲透、X射線、金相、室溫拉伸、彎曲試驗、熔敷金屬化學分析、δ鐵素體與晶間腐蝕試驗,利用OLYMPUS OLS40-SU顯微鏡觀察接頭金相組織并拍照,拉伸試驗與拉伸試驗均在WDW-100C型電子拉伸試驗機上進行,拉伸試驗的形狀尺寸參照國家標準GB/T 2651-2008,彎曲試驗的形狀尺寸參照國家標準GB/T 2653-2008,晶間腐蝕按照GB/ T 4334-2008進行取樣和試驗。試驗的判定標準按照RCC-M(2000+2002補遺)法國壓水堆核電站核島機械設備設計與監造法則執行。
1.2.2 焊接參數設計
在脈沖TIG焊接中,峰值電流起熔化焊絲打開熔池的作用,基值電流起穩弧作用。脈沖焊接中,焊接熱輸入主要考慮峰值電流。試驗發現,當基值電流太小時,電弧容易熄滅,即使不熄滅,電弧在由峰值轉向基值時燃燒也不穩定。峰值電流太大時,熱輸入量大,焊縫的熱影響區會變寬,周圍晶粒變粗,對焊縫的力學性能不利。
根據試驗件壁厚的不同,在頻率一致的情況下,分別設定焊接參數,如表3所示。

表3 焊接工藝參數Table 3 Welding parameters
按照RCC-M S7714.1節的規定,對焊縫金屬和每側寬度不小于15 mm的焊縫兩側相鄰母材區域進行滲透檢驗,未發現任何線性顯示和圓形顯示,完全滿足標準規定。
按照RCC-M S7714.3的規定,對焊接試件進行X射線探傷,未發現任何氣孔、未熔合、裂紋等缺陷,滿足標準規定。
奧氏體不銹鋼焊縫中的顯微組織由結晶方式及鐵素體向奧氏體轉化的固態相變共同決定,而結晶方式和固態相變最終隨著Creq/Nieq和冷速的增加,鐵素體形態由骨架狀向蠕蟲狀過渡。雖然受到元素偏析造成局部Creq/Nieq不同的影響,但主要原因是焊縫不同位置處冷速不同所致。焊縫中部冷速最慢,溫度梯度小,鐵素體以骨架狀為主;焊縫偏離中心處冷速慢,鐵素體以板條狀或樹枝狀為主,熔合區附近以蠕蟲狀為主[2-5]。
兩種壁厚規格的接頭的焊縫區微觀組織如圖2所示,壁厚2.77 mm的試件焊縫區微觀組織主要為板條狀δ-鐵素體,壁厚8.7 mm的試件焊縫區微觀組織主要為樹枝狀與蠕蟲狀δ-鐵素體,這說明壁厚2.77 mm試件焊接過程中焊縫區散熱速度較快,生成以板條狀為主的δ-鐵素體;壁厚8.77 mm試件焊接過程中焊縫區散熱速度較慢生成以樹枝和蠕蟲狀為主的δ-鐵素體,圖中黑色部分為δ-鐵素體,白色部分的為奧氏體基體。

圖2 焊縫微觀組織Fig.2 Microstructures of welded joints
焊接接頭的拉伸性能測試結果如表4所示,δ= 2.77 mm的試件拉伸強度平均值為564 MPa,δ= 8.7 mm的試件拉伸強度平均值為612 MPa,均高于母材抗拉強度的下限值520 MPa;δ=2.77 mm的試件斷后伸長率平均值為39.25%,δ=8.7 mm的試件斷后伸長率平均值為46.75%,兩種試件的焊接接頭均具有良好的拉伸性能。

表4 拉伸試驗結果Table 4 Result of tensile test
對焊接接頭的拉伸斷口進行掃描試驗,結果如圖3所示。圖3a為δ=2.77 mm的拉伸試件斷口宏觀掃描形貌和微觀掃描形貌,未見明顯的可視性缺陷,斷口色澤灰暗,可以明顯地觀察到纖維區,中心有很多大小不一的韌窩,為韌性斷裂;圖3b為δ=8.7 mm的拉伸試件斷口宏觀掃描形貌與微觀掃描形貌,斷口同樣由許多大小不一的韌窩組成,其中部分凹坑較大,為韌性斷裂。

圖3 拉伸試件斷口形貌Fig.3 Fracture morphology of tensile samples
對兩種規格的試件進行彎曲試驗,結果如表5所示。經面彎試驗與背彎試驗均未發現裂紋,說明焊接接頭具有良好的彎曲性能。

表5 彎曲試驗結果Table 5 Result of bending test
采用表3所示的焊接參數在管件上堆焊熔敷金屬,對熔敷金屬進行車削加工,并對削屑進行化學分析,結果如表6所示。
由表6可知,各元素的實測值均在標準規定的要求內,完全滿足標準規定。

表6 化學分析試驗結果Table 6 Result of chemical test %
晶間腐蝕按照GB/T 4334-2008 E進行取樣,采用彎曲法進行試驗,結果如表7所示,均無晶間腐蝕傾向。
(1)核一級手動截止閥所對應的兩種規格的自動脈沖焊接接頭均具有較好的力學性能,δ=2.77 mm的試件拉伸強度平均值為564 MPa,δ=8.7 mm的試件拉伸強度平均值為612 MPa,均高于母材抗拉強度值520 MPa;δ=2.77 mm的試件斷后伸長率平均值為39.25%,δ=8.7 mm的試件斷后伸長率平均值為46.75%;經面彎與背彎試驗均未發現裂紋;對斷口進行電鏡掃描,均呈韌性斷裂狀態。
(2)不銹鋼脈沖焊接頭組織為奧氏體和鐵素體,δ=2.77 mm的試件金相組織以板條狀鐵素體為主,δ=8.7 mm的試件金相組織以樹枝狀鐵素體和蠕蟲狀鐵素體為主。

表7 晶間腐蝕試驗結果Table 7 Result of intergranular corrosion test
(3)焊縫熔敷金屬經化學分析,各項化學元素均在標準規定的范圍內。
(4)采用彎曲法對兩種規格的試樣進行晶間腐蝕,試件均無晶間腐蝕傾向。
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圖4 熔合線兩側化學成分分布

圖5 焊接接頭各焊道硬度值
(1)復合板焊縫組織均為奧氏體加少量鐵素體,其中TIG打底焊道組織中鐵素體含量較高,鎳基焊道組織中鐵素體含量較少。基層焊道熔合線附近無明顯脫碳層,且未生成脆硬的馬氏體或者魏氏體組織。Cr、Ni和Mo在基層焊縫熔合線附近未發生明顯稀釋,C元素存在一定量的擴散,但未對焊接接頭的力學性能造成明顯不利影響。
(2)復合板鎳基焊接接頭拉伸、彎曲和沖擊性能均滿足使用性能要求,焊接接頭各焊道硬度均低于350 HV10,不易產生冷裂紋。
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Welding technology of nuclear grade valve pipeline based on automatic pulse TIG welding
TAN Yong1,XUE Jingkai2,HE Ziang2,LUO Xuzhen2,WANG Chenglin1
(1.CNNC Nuclear Power Operations Management Company,Haiyan 314300,China;2.Science and Technology on Reactor Fuel and Materials Laboratory,Nuclear Power Institute of China,Chengdu 610041,China)
Aiming at the risk during the operation of nuclear power plants nuclear level manual valve is easy to leak,need to replace the whole of the valve,the joint of nuclear grade valve 2 specifications were carried out automatic pulse TIG welding of butt welded specimens and the penetration,X ray inspection and nondestructive inspection etc.the tensile,bending,metallographic examination,chemical analysis of damage and intergranular corrosion test.The test results show that 2.77 mm welding joint tensile value is 564 MPa and the average elongation is 39.25%8.7 mm,the welding joint tensile mean value is 612 MPa and the average elongation is 46.75%,2 kinds of wall thickness of welded joints have good mechanical properties;the bending test,2 kinds of wall thickness the welding joint face bend test and back bending test are not found in cracks,both joints have good bending performance;microstructure of 2.77 mm joints is mainly lath shaped ferrite and microstructure of 8.7 mm joints mainly in dendritic ferrite;chemical composition of weld metal in welded joints of 2 kinds of wall the thickness of the inspected shall meet the technical conditions required;for intergranular corrosion test by bending method,the two kinds of joints have no tendency of intergranular corrosion.
nuclear plant;nuclear grade valve;automatic pulse TIG welding
TG457
A
1001-2303(2017)08-0109-05
10.7512/j.issn.1001-2303.2017.08.21
2017-05-23
譚 勇(1973—),男,高級工程師,學士,主要從事核電廠機械設備管理工作。E-mail:tany@cnnp.com.cn。
本文參考文獻引用格式:譚勇,薛敬凱,何子昂,等.基于自動脈沖TIG焊的核級閥門管道焊接工藝[J].電焊機,2017,47(08):109-113.