核主泵下導軸承鈷基合金堆焊工藝研究

杜雷，劉大為，張鎖瑤

（哈爾濱電氣動力裝備有限公司，哈爾濱150066）

1 引言

反應堆冷卻劑泵（主泵）是核電站反應堆的“心臟”，是反應堆冷卻劑系統(tǒng)的主要設備和壓力邊界設備之一。下導軸承作為主泵關鍵部件之一，其設計及運行位置決定了其在主泵運行壽命內無法進行更換和維修，故保證下導軸承部件的產品質量具有重要意義。

本次研究在對前期產品堆焊過程易出現的問題進行反饋總結后，完善堆焊及加工工藝過程，使堆焊層金屬質量穩(wěn)定可靠，并應用于華龍項目同類產品的堆焊。

2 堆焊要求

下導軸承使用基材為馬氏體不銹鋼材料EN10088-3 1.4313+QT780，表面堆焊鈷基合金AWS A5.21 ERCoCr-A（Stellite-6）加硬層。馬氏體不銹鋼因具有較高的耐熱性，經常用于刀具、蒸汽渦輪葉片、軸承的制造。鈷基合金AWS A5.21 ERCoCr-A（Stellite-6）具有很高的耐腐蝕性、耐氣蝕性、耐磨性及耐高溫性等，因此通常將其堆焊層應用于極其苛刻的工況環(huán)境中[1]。

下導軸承整體采用圓形筒體設計，外圓周面均布定位槽，槽內堆焊鈷基合金加硬層，此種對稱設計，具有受力均勻，結構緊湊，性能質量可靠等特點。但是由于槽內距離狹小，堆焊不易操作，機動設備效率低，僅能采用手工方法。如圖1所示。

圖1 下導軸承結構

鈷基合金堆焊采用鎢極氬弧焊方法，電流極性為直流正接，焊前預熱和焊后緩冷。在大量試驗積累的基礎上，綜合考量堆焊層稀釋率和產品硬度要求后，采用直徑4mm焊絲，分兩次堆焊方式，分別設定預熱溫度400～450℃、焊接電流100～200A、焊接速度90～150mm/min的焊接參數。

3 堆焊出現的問題

產品堆焊層加工后，PT滲透探傷出現缺陷，缺陷類型主要為裂紋和氣孔。經過分析研究發(fā)現，缺陷位置均位于堆焊層的起止位置和外圓槽邊堆焊位置。這些位置均是由于焊接穩(wěn)定電弧尚未建立或電弧熄弧衰減，或是外圓槽邊為了控制焊縫成型使用了較小的焊接規(guī)范，電弧不穩(wěn)定而形成焊接缺陷。結合產品結構特點，最終決定采用留取足夠的加工余量，使缺陷最終加工后能夠去除；同時優(yōu)化堆焊方向和順序，找出能夠產生較少缺陷的堆焊方向和順序，按照這個方向進行下一步工藝試驗。

4 工藝試驗

4.1 堆焊順序及方向試驗

試驗要求與產品材料、試件尺寸和堆焊工藝參數與產品要求完全一致，通過對比采用不同的堆焊順序和堆焊方向組合堆焊后加工表面的探傷結果，優(yōu)化選擇出最佳方案。堆焊順序示意圖及堆焊方向示意圖見圖2。

每種堆焊試驗均采用每次堆焊2.5mm，堆焊后加工去除1mm，加工后表面進行PT探傷的順序進行試驗。

圖2 堆焊順序及方向示意圖

4.2 堆焊順序及方向試驗結果及分析

對所有試件兩次堆焊后機加工表面進行PT探傷，按照ASME B&PVC《鍋爐及壓力容器規(guī)范》中NG-5350液體滲透檢測驗收標準進行驗收。

在第一次堆焊后機加表面的PT探傷結果中，采用堆焊方向①的加工表面滿足要求；采用堆焊方向②的堆焊后加工表面存在一些可接受的顯示。

在第二次堆焊后機加表面的PT探傷結果中，第二層堆焊采用堆焊順序②的試件均有缺陷顯示，且第二次堆焊采用堆焊方向②比采用堆焊方向①的試件邊緣的缺陷顯示數量有所增加，兩次堆焊均采用堆焊順序②和堆焊方向②的堆焊后加工表面起止和邊緣超標的缺陷顯示最多。兩次堆焊均采用堆焊順序①和堆焊方向①的堆焊后加工表面的表面質量最好。

從上述結果可以看出，對于第一次堆焊，堆焊順序和方向的因素對堆焊結果的影響很小。對于第二次堆焊同時采用堆焊順序①和堆焊方向①能夠獲得滿足要求的堆焊質量。綜合兩次堆焊的PT探傷結果，決定使用兩次堆焊均使用堆焊順序①和堆焊方向①進行后續(xù)試驗。

4.3 加工余量留取試驗

試驗要求與產品材料、試件尺寸和堆焊工藝參數與產品要求完全一致，采用圖2中堆焊順序①和堆焊方向①進行堆焊。在不影響最終加工尺寸的前提下，對斜邊倒角處及外圓槽邊處留取不同的加工余量，進行堆焊試驗。通過對比試件最終加工后PT探傷結果找出最適合的留取余量值。

試驗發(fā)現，試件外圓和高度在留取了余量為2mm以上時，加工后的PT探傷均獲得了滿意的結果。同時為提高加工效率，槽頂部止口也改為焊后加工，進一步確保加工后去除了所有易發(fā)缺陷的區(qū)域。

5 產品堆焊

按照試驗件的試驗結果在產品堆焊過程中進行了改進和堆焊，先后焊接了兩個產品的堆焊，全部一次堆焊合格。

6 結論

通過對前期產品堆焊過程的總結改進，成功地進行了全尺寸模擬件試驗和產品的堆焊，表明留取足夠的加工余量，同時優(yōu)化堆焊方向和順序的工藝改進，能夠解決下導軸承部件鈷基合金堆焊后加工PT探傷不合格的問題。相關產品的成功制造，標志著我公司完全掌握了“華龍一號”核主泵下導軸承的制造技術，同時也標志著新一代核主泵生產取得重大進展。