三代核電反應堆壓力容器制造技術研究

(上海電氣核電設備有限公司，上海 201306)

上海電氣核電設備有限公司(簡稱“上核”)以過去壓力容器的制造經驗積累為基礎，以先進制造裝備和檢驗設施為依托，通過開展關鍵制造技術課題的研究，開發出一套具有自主知識產權的三代核電反應堆壓力容器制造技術。

1 技術特征

1.1 產品結構

反應堆壓力容器是核電站核島中的心臟設備，它主要用來盛裝反應堆堆芯，使高溫高壓的冷卻劑保持在一個密封的殼體內，同時起輻射屏蔽作用。反應堆壓力容器在安全等級上屬于Ⅰ級設備，須具備極高的可靠性和安全性，以保證其在各種工況條件下均能保持安全可靠運行，不致發生容器破壞或放射性冷卻劑外泄的事故。

三代核電反應堆壓力容器為一立式圓筒形容器，分上、下兩個組件，即頂蓋組件和容器組件。這兩個組件采用兩道金屬“O”型密封圈或彈簧密封環，和45套主螺栓緊固件連接。為確保壓力容器的可靠性，設備的承壓部件均采用綜合性能優良，且無縱焊縫的鍛件材料，所有承壓主焊縫全部采用全焊透的焊縫結構。壓力容器結構見示意圖1。

圖1 RPV示意圖Fig.1 Schematic of RPV

頂蓋組件的球頂和法蘭是一個整體鍛件，因此又被稱為一體化頂蓋。另外，在頂蓋的球頂上分布有更多的接管，包括69根CRDM管座，8個堆測接管結構，1根排氣管及9只支承凸臺、3只帶吊耳支承。頂蓋內壁及法蘭面全表面堆焊奧氏體不銹鋼耐蝕層。

容器組件主要由上筒體、下筒體、過渡段和下封頭組成。最大外徑φ4 775.2 mm，最厚處壁厚達到482.6 mm，上筒體的上端面是與頂蓋法蘭的密封配合面，頂蓋與上筒體之間采用兩道“O”型密封環進行密封，在密封環安裝位置附近裝焊有兩根檢漏管，用于監測密封情況。在上筒體法蘭外圓裝焊有換料密封支撐及兩塊導向螺柱支承塊。在上筒體的中部，焊有8只接管，包括2只出口接管、4只進口接管、2只安注接管，所有接管端面焊有安全端，形成異種鋼接頭焊接。容器組件的過渡段上焊有4對堆芯支承塊，并需用鎳基堆焊8只流量裙板支撐。

1.2 技術參數

三代核電反應堆壓力容器在主要技術特征上與以往反應堆壓力容器有較大差異，這使得三代壓力容器在制造技術難度上有較大提高，過去的制造技術已無法直接適用與三代壓力容器的制造。

表1 三代核電反應堆壓力容器主要技術特征

2 關鍵技術及解決措施

三代核電反應堆壓力容器具有尺寸大、噸位重、加工尺寸精度要求高、焊接質量考核嚴的技術特征。通過該壓力容器的研制，上核全面掌握了適合于三代核電反應堆壓力容器的關鍵制造技術，包括熱處理、焊接、裝配、機加工、檢驗技術等方面。

2.1 關鍵焊接及熱處理技術

2.1.1 馬鞍形焊縫焊接技術

RPV進出口接管及安注接管與筒體組件通過馬鞍形焊縫連接。該焊縫空間形狀為馬鞍形，焊縫深度大、焊接難度高，焊后易引起筒體變形，對筒體尺寸控制也提出了很高的要求。上核為此設計了Ⅰ型坡口，工藝上采用移動式馬鞍形自動埋弧焊機在筒體內壁施焊，焊接方式為窄坡口直流埋弧自動焊，焊絲直徑φ4.0 mm。焊接時對馬鞍落差部分首先分段焊平,再連續回轉平焊。根據此類焊縫應力復雜的特點，焊縫內側焊接完畢并后，保持預熱溫度，焊縫外側再打磨移除襯板并清根，之后補焊加強高，然后立即進爐進行中間熱處理。完畢后，為降低焊縫對筒體的變形影響，工藝上采取每對稱的兩個接管先開孔再實施焊接，再兩接管開孔兩接管焊接的工序。

2.1.2 接管安全端焊接技術

接管端鎳基合金隔離層堆焊采用自動脈沖氬弧(熱絲TIG)堆焊工藝，堆焊位置平焊。對接焊采用窄坡口脈沖自動氬弧焊工藝，焊接位置全位置焊。焊接材料采用ERNiCrFe-7A(52M)焊絲，堆焊用焊絲直徑φ1.2 mm，對接用焊絲直徑φ0.9 mm。

上核在三代核電項目上首次對安全端焊縫采用窄間隙全位置自動焊焊接技術，容器組件垂直放置，采用六臺焊機，同步實施焊接。通過從控制氬氣保護，焊接參數的調整等，良好地保證了焊縫質量。接頭形式見圖2。

圖2 接管安全端接頭Fig.2 The safety end joint of connection tube

2.1.3 CRDM管座、排氣管J型接頭焊接技術

壓力容器頂蓋與CRDM管座及排氣管采取J型接頭焊接，該接頭空間形狀非全對稱結構，結構如圖4。各CRDM管座空間位置高度不一致，使焊接操作和焊接變形控制難度大大提高，因此J型接頭的焊接是壓力容器制造過程中的難點，主要表現在鎳基焊接易產生焊接熱裂紋，鎳基液態金屬流動性差，熔深淺等特點，對焊接操作提出了較高的難度。該接頭焊接位置較為復雜，實際焊接時包括平焊、橫焊、上坡焊、立向上焊等，焊接過程應力分布不均，容易變形，且與CRDM管焊接時容易咬邊，焊縫表面質量要求非常高。

圖3 頂蓋J型接頭Fig.3 J-shaped joint of top cover

焊接工藝上首先在坡口邊緣堆焊隔離層，堆焊工藝采用手工電弧焊，并根據J型接頭坡口的大小、形狀及位置，對接時可選用手工電弧焊進行焊接。焊接材料為ENiCrFe-7焊條，每一層焊道表面需進行打磨或刷理，以去除焊渣或氧化層，并進行分層PT檢查。

上核通過實驗摸索并創新出一套合理適用的J型接頭焊接工藝措施，以獲得較好的接頭質量并較好的控制焊接變形：

1)焊接材料規格的選用：在靠近CRDM處選用小規格焊條；

2)選擇合理的焊接方向和焊接程序，從而實現應力對稱；

3)專門設計了焊接防變形工裝，并在管座內通壓縮空氣，加快焊縫冷卻速度，控制層間溫度，以進一步減少變形；

4)在焊接過程中，測量通棒隨時檢測管座變形情況。

2.1.4 堆測接管焊接技術

壓力容器頂蓋封頭外邊緣設計有8只堆測接管，接管軸線和頂蓋軸線(即壓力容器軸線)平行，位于頂蓋邊緣。堆測接管底座為頂蓋外球面上低合金結構性堆高結構，然后鉆孔貫穿頂蓋壁厚，管內壁堆焊，端面堆焊鎳基隔離層，然后與不銹鋼安全端對接焊。主要工藝難點及應對措施如下：

1)低合金結構性堆高焊接量較大，容易引起頂蓋支承凸臺。對此，上核合理安排頂蓋相關制造過程先后次序，先進行堆測接管結構性堆高并進行中間熱處理消除焊接內應力，然后再焊接支承凸臺，從而避免了結構性堆高的變形影響。

2)低合金管座位于頂蓋外球面邊緣，高度較大，機加工非常困難。對此，上核根據堆測接管復雜結構，合理選擇加工設備及刀具、編制數控加工程序，用三維軟件對加工過程進行模擬，并通過機加工試驗進行驗證，摸索出一套行之有效的加工方法。

3)接管安全端長度超過800 mm，上端內孔最終位置度(φ1.12 mm)要求較高，由于接管安全端焊接為全焊透對接焊，焊接變形難以控制。同時由于結構限制，接管安全端焊后上端內孔無法再行機加工。因此，上端內孔最終位置度要求必須通過控制焊接變形來保證。對此，上核設計了插入式焊縫坡口保證接管裝配精度，并通過大量的對接試驗摸索出接管對接變形控制及過程中變形校正的方法。

圖4 堆測接管焊接Fig.4 Welding of the connecting pipe for the reactor test

3.1.5 行程套管Ω焊縫焊接技術

頂蓋上共有69根CRDM管，在與行程套管采用螺紋連接后還要采用Ω密封焊接，所有材料均為不銹鋼，對接處材料壁厚的范圍為2.29～2.41 mm。此類薄壁全焊透結構為上核首次施焊，在前期大量調研的基礎上，采用專門定制的Ω密封焊機進行焊接，由于相鄰管座間的距離較小，根據結構的特點采取逐排焊接的方式，即裝焊一排并經水壓試驗及檢查合格后再進行下一排的焊接。在進行了大量的模擬件焊接的基礎上，上核積累了數據并進行了工藝優化和控制，在產品焊接過程中采用以下措施以保證焊接質量：

1)保證Ω密封焊縫的坡口間隙；

2)根據不同的壁厚及間隙，嚴格控制焊接過程中焊接參數；

3)背面采用專用氣保護工裝。

圖6 行程套管Ω焊縫焊接Fig.6 Omega welding for the stroke casing

2.2 關鍵裝配技術

2.2.1 行程套管安裝與水壓試驗

按照以往壓力容器制造慣例，壓力容器由制造廠發運至核電站現場后，在現場進行行程套管安裝、焊接及水壓試驗。而三代核電依托項目供貨合同要求，行程套管安裝、焊接及水壓試驗等內容在制造廠內完成。

行程套管長度超過6 200 mm，直徑最小處不足φ100 mm，重量約260 kg。起吊、翻身、安裝、水壓試驗密封、Ω焊縫焊接背保護、水壓試驗密封形式及水壓試驗后內部干燥過程非常復雜，對整個制造工藝流程進行系統性考慮后，主要工藝要點如下：

1)頂蓋上行程套管共有69根，為方便裝配、焊接以及可能的返修補焊，將69根行程套管由內向外逐排安裝、焊接及水壓試驗等，合格后再進行下一排的安裝;

2)設計專用翻身工裝，防止行程套管翻身過程產生彎曲變形;

3)設計了一體化的行程套管裝配、焊接平臺;

4)行程套管安裝時，配合使用重力平衡器起吊，并對螺紋采用尼龍套保護，防止螺紋磕碰、壓傷;

5)行程套管Ω焊縫水壓試驗，僅對CRDM管座內部進行密封作為壓力邊界，進行水壓試驗。為提高水壓試驗效率，并增大壓力邊界容積，提高水壓試驗保壓穩定性，設計了行程套管水壓試驗密封集成模塊，最多可同時將9根行程套管連通成同一個壓力邊界，進行水壓試驗，極大提高了水壓試驗效率。除可用于水壓試驗密封外，此集成模塊還可用于行程套管Ω焊縫焊接時背保護氣充氣管路;

6)水壓試驗后，行程套管內水排凈后，對其內部吹熱空氣干燥。

2.2.2 堆測接管裝配及變形監控

根據三代壓力容器設計圖紙要求，頂蓋上設計有8根堆測接管，通過全焊透對接焊縫與頂蓋上管座連接，最終接管上方內孔位置度要求不超過φ1.12 mm。

最終堆測接管上方內孔φ1.12 mm位置度必須通過提高裝配精度及控制焊接變形來保證。為此，上核制定了相關的技術方案，并進行了大量的工藝試驗驗證，最終摸索出一套行之有效的堆測接管裝配及變形監控技術，在產品上實施一次合格。

采用止口式對接坡口，提高堆測接管接管裝配精度。另外，在焊接過程中，通過專用的變形監控裝置實時監控焊接變形，并根據監控結果及時調整，以達到焊接校形的效果，確保接管上端內孔位置度符合要求。

2.2.3 頂蓋CRDM管座冷裝技術

壓力容器頂蓋與CRDM管座在設計上為過盈配合，裝配方法上須采取液氮冷縮CRDM管座后再進行裝配的特種工藝。管座焊接后上平面距密封面距離偏差要求小于1.5 mm，保證CRDM管座裝配后的準確軸向定位是頂蓋制造中的一項難點。為確定外界環境、工裝精度等各方面因素對最終裝配精度的影響，上核預先進行工藝試驗作為冷裝工藝的支撐。通過工藝研發和工藝試驗，最終確定頂蓋CRDM管座冷裝工藝要點如下：

1)將頂蓋口朝下置于三個支撐座上，校調密封面調至水平，并將參考平臺平面調至與密封面平行。在頂蓋上方安裝裙座筒體及柵格板，柵格空檔與CRDM管一一對應，作為CRDM管座冷裝時高度定位平臺;

2)利用管座法蘭的內螺紋制作工裝固定起吊CRDM管座。在裝配平臺一側固定一懸臂吊，要求橫梁旋轉半徑能夠覆蓋所有CRDM孔，冷裝時，先吊起管座至頂蓋開孔位置上方，管座下降至懸掛到柵格定位平臺即可。如此可實現CRDM管座的準確定位;

3)冷裝前，上核進行了模擬冷卻試驗，實測并記錄每種不同長度管座在飽和冷卻狀態下的直徑和長度收縮量，了解并掌握管座封頭內外壁兩部分在管座恢復至室溫狀態時，各自的軸向伸長情況，根據模擬冷卻試驗結果，統一確定69根CRDM管座冷裝高度方向補償量，大大提高了冷裝效率。冷裝工位見圖6。

圖6 堆測接管對接焊工藝試驗Fig.8 Butt welding process test for the connecting pipe for the reactor test

2.3 關鍵機加工技術

2.3.1 頂蓋管座孔坡口加工技術

頂蓋貫穿件坡口形狀為相貫于封頭內壁上的三維空間曲面，截面形狀為“J”型，見圖7。頂蓋不同位置的管孔其坡口形狀各不相同，給數控加工程序的編制增加了難度。

1)J型坡口加工分為兩次，預堆邊堆焊前加工與預堆邊堆焊后加工，這兩次均在頂蓋內壁不銹鋼堆焊后完成。關于J型坡口深度尺寸，三代核電壓力容器設計要求與以往壓力容器有所不同，過去對J型坡口深度要求為控制頂蓋密封面至J型坡口根部距離，加工時統一以頂蓋密封面為深度基準，較為方便。而三代核電壓力容器對J型坡口深度要求為控制其自身深度，即控制J型口與頂蓋內壁相貫線至其根部距離。由于頂蓋內壁堆焊會引起封頭產生不確定的變形，這就導致頂蓋69只J型坡口深度基準無法通過理論計算得出，必須找出各只J型坡口處頂蓋母材變形情況;

2)在加工刀具上須選用5°錐形球頭成型銑刀，根據每只管孔不同的尺寸逐一編制數控程序并逐一加工。根據球頭銑刀中心切削速度慢易磨損的特點，合理設計刀具行走軌跡，降低刀具的徑向負荷和球頭負荷，提高刀具壽命及加工效率。產品加工前使用數控仿真系統進行數控程序驗證，確保刀具的行走軌跡不發生誤切削現象;

3)預堆邊堆焊后，J型坡口須進行第二次加工，切削金屬為Inconel690材料，切削性能較差，加工難度進一步增加。Inconel材料具有韌性高，不易斷屑，切削熱大的特點，上核根據材料的切削特性，合理調整切削參數，并針對性的使用冷卻液降溫，獲得較好的加工效果。

圖7 CRDM管座冷裝示意圖Fig.7 Schematic of cold installation of pipe seat CRDM

2.3.2 頂蓋堆測接管外形機加工技術

三代核電壓力容器頂蓋外壁上布置8只直徑為φ187.5的堆測接管，接管軸線垂直于頂蓋密封面，接管與封頭相貫線用R9.7～R16.1圓角過渡，與封頭側夾角小，外形加工難度大，因接管采用低合金鋼堆焊而成，材料硬度高，接管端面對接坡口需堆焊鎳基預堆邊，因此機加工分為外形粗加工及接管坡口預堆邊后最終精加工兩個階段。

1) 堆測接管外形粗加工，由于接管為低合金材料手工堆焊而成，外形不規則，接管高度最長處達380 mm，整體加工難度大，上核根據接管結構特點，同時考慮加工效率，選用刀具采用不同尺寸對應加工內、外側，用三維軟件進行加工模擬，用外側已加工的接管形狀作為后續加工的毛坯件，避免刀具走道空走。對刀具進行反復論證，根據堆測接管不同區域結構特點，分別采用不同的銑刀分階段粗加工外形，見圖8。

圖8 堆測接管外形粗加工Fig.8 Rough shaping of the connecting pipe for the reactor test

2) 堆測接管外形最終機加工，接管端部已堆焊鎳基材料，加工區域涉及兩種材料，接管端部帶有徑向單面高出5mm的凸臺，對精加工接管外形帶來困難，對兩種材料切削性能進行分析后，通過選用加工綜合性能好的刀片，對加工過程進行三維模擬，通過試件加工，最終確定合適的刀片材料、合理的切削參數及加工路徑，加工效果符合預計要求。最終加工見圖9。

圖9 堆測接管外形最終加工Fig.9 The final shaping of the connecting pipe for the reactor test

2.3.3 容器組件立式機加工技術

上部筒體進行立式整體最終機加工，壓力容器的平面基準、中心基準和四中線基準都在這一階段建立，除鍵槽和主螺栓孔僅加工出基準外，其余各部包括法蘭密封面、吊蘭支撐面、法蘭兩檔內圓、出口接管及安注接管內凸臺等均加工至最終尺寸。上部筒體的主要加工區域均為不銹鋼材料，具有切削性能差易變形的特點，且上部筒體密封面的粗糙度要求高達Ra0.8，在加工上具有較大的難度。

上核在產品加工前通過制作模擬件對加工區域進行1∶1的模擬，進行了加工技術驗證。針對密封面平面度要求小于0.10 mm的問題，上核通過選擇合適的車削刀具和合理的切削參數，配之適當的冷卻過程，使之刀具熱脹系數與刀具磨損量相互補償，從而獲得較好的加工效果。

出口接管內徑凸臺加工為斷續加工，刀具的每次切削都會發生撞擊，易對刀具造成損傷，影響圓柱面車削的精度。上核為此制作了模擬件，根據模擬件加工的結果，結合產品半精加工和精加工中實測尺寸記錄，總結和分析刀具在車削過程中的耐沖擊性、耐磨性和凸臺加工表面粗糙度影響，并通過在加工過程中摸索立刀架垂直性的耐沖擊程度和刀具車削的磨損量，從而確定加工程序的補償方法，最終確定加工參數。

圖10 上部筒體組件Fig.12 Upper cylinder assembly

2.3.4 容器法蘭M155×4主螺孔加工技術

容器法蘭7.000-4 UN-2B螺孔螺紋尺寸精度及粗糙度要求較高，螺孔位置度要求較高。上核公司根據自身機床配備的現狀，采取全牙型螺紋銑刀數控插補加工的方式進行螺紋加工。加工時工件臥置鏜銑床，校調并確定工件與機床的相對位置再進行加工。為保證螺紋尺寸精度，上核在產品加工前進行了模擬件加工。通過對模擬件的分析，總結出產品加工用合理的銑削參數。對模擬件除進行一般的尺寸檢查外，還需對模擬件進行解剖及光學投影檢查，以驗證螺紋牙型角、根部倒角等尺寸要素。

2.4 水壓試驗技術

壓力容器的水壓試驗是一項技術難度大、工作量大，持續時間長，涉及面廣的系統工程，水壓試驗技術直接關系到壓力容器水壓試驗實施的有效性，因而須對水壓試驗從試驗工裝、試驗方法和設備等可能影響水壓試驗結果的因素進行研究，通過規范化試驗方法和保障措施，確保不因水壓試驗技術的紕漏影響對壓力容器合格與否的準確判別。

上核從大螺栓拉伸預緊、CRDM管座密封等多個方面進行了系統的研究。

針對三代核電壓力容器主螺栓排布特點，螺栓拉伸機系統采取3只為一組的方式進行螺栓拉伸，在提供充足拉伸力的同時，通過拉伸機的均勻排布，可使法蘭間隙及壓合力獲得均勻分布。上核通過螺栓拉伸標定試驗，精確的獲得螺栓拉伸的數據。與此同時，還制定了專用的螺栓拉伸規程規定螺栓拉伸機逐級拉伸主螺栓上緊主螺母的程序，主螺栓伸長量測量方法和考核要求。

壓力容器CRDM管座密封是水壓試驗的一個難點，管座為不銹鋼材質，尺寸精度和表面質量要求非常高，上端內孔帶螺紋結構，不得采取焊接式密封以免引起變形。針對CRDM管座的結構特點，上核設計了機械密封工裝，該工裝采取孔軸式密封，無須預緊，有效地起到了保護管座的作用。

3 技術創新

通過三代反應堆壓力容器的研制和生產，在裝配、機加工、焊接、無損檢測、理化、檢測等方面，均取得了重大創新成果。三代反應堆壓力容器的成功研制，標志著核電壓力容器制造能力和制造技術獲得了重大突破。

表2 技術創新成果

5 結 語

上核在以往核電站壓力容器制造經驗的基礎上，依靠自身技術開發和工藝裝備能力成功制造出了三代核電反應堆壓力容器，產品制造質量達到設計要求。其中關鍵焊縫焊接一次合格率均達到99%以上，主螺孔等關鍵機加工合格率100%，零部件裝配精度也高于設計要求。

通過三代核電壓力容器的成功制造，上核掌握了整套三代核電壓力容器的制造技術，形成了一整套標準化制造工藝和企業標準，并在多項關鍵技術上進行突破創新。

三代核電壓力容器的制造完工，不僅產品質量和技術的應用達到當今國際上百萬千瓦級壓水堆核電壓力容器的先進水平，更通過對該項目的實施，全面提升了上核公司壓力容器設備制造的技術能力。