王苗苗, 岳 娟, 池樂忠, 李 恩
東方電氣(廣州)重型機器有限公司,廣東 廣州 511455
在目前的先進反應堆中,各國都非常強調非能動安全概念,絕大部分先進壓水堆都采用了非能動余熱排出系統,以期提高反應堆的固有安全性[1-2]。采用非能動的安全系統成為第三代核電技術的主要特征之一。非能動余熱排出系統換熱器(PRHX/PRS)是第三代核島設備中的關鍵設備,是堆芯冷卻系統的最關鍵設備之一,其可靠性、穩定性對于整個核電廠運行的安全性及經濟性都具有重要意義[3]。在AP1000 及CAP1400 堆型中,余排換熱器是核安全一級部件,質保等級1 級。按照ASME 第Ⅲ卷NB和NF篇的要求進行制造,是一回路壓力邊界的一部分;在ACP1000 堆型中,PRS 是核安全二級部件,質保等級1級按照RCC-M標準要求進行制造是二回路壓力邊界的一部分[4]。
在AP1000 和CAP1400 堆型中,余排換熱器豎直安裝在安全殼內置水箱的壁上,由一組連接在管板上的C型管束和布置在上部(入口)和底部(出口)的封頭組成,其入口管線與反應堆冷卻系統的熱管段相連接,出口管線與蒸汽發生器下封頭冷腔室相連接組成自然循環回路[5]。入口管線處于常開狀態,出口管線設有常關閥門,在空氣壓力喪失或信號觸發下打開形成自然循環,通過安全殼內置水箱內的水將反應堆余熱排出[1]。AP1000/CAP1400 余排換熱器結構見圖1,主要設計參數見表1。

表1 AP1000/CAP1400余排換熱器設計參數Table 1 Design parameters of AP1000/CAP1400 PRHR

圖1 AP1000/CAP1400 余排換熱器的結構Fig.1 Structure of AP1000/CAP1400 PRHR
在ACP1000 堆型中,當系統投入運行時,PRS換熱器管側冷凝水在重力作用下注入蒸汽發生器二次側,并在其中吸收堆芯余熱后變成蒸汽。蒸汽進入PRS 換熱管側與事故冷卻水箱里的冷卻水進行能量交換,蒸汽將熱量傳遞給冷卻水后被冷凝為水[6]。冷凝水依靠PRS換熱器與蒸汽發生器的水位差,在重力作用下返回蒸汽發生器二次側,從而完成蒸汽-冷凝水回路的自然循環[2]。ACP1000 PRS結構如圖2所示,主要設計參數如表2所示。

表2 ACP1000余排換熱器設計參數Table 2 Design parameters of ACP1000 PRS

圖2 ACP1000余排換熱器的結構Fig.2 Structure of ACP1000 PRS
ACP1000 余排產品結構相較AP1000/CAP1400余排更為小巧輕便。ACP1000 余排封頭進出口接管及安全端材質相同,進口接管與出口接管尺寸不同。AP1000/CAP1400余排封頭進出口接管與安全端材料不同,進口接管與出口接管尺寸相同。ACP1000 余排框架組件中包括框架主體和管束支撐組件。AP1000/CAP1400余排中除了框架主體和管束支撐組件外,還重點設計了管束抗震組件。ACP1000 余排和AP1000/CAP1400 余排都設計了上/下部支撐組件,但在結構上略有區別[7]。
AP1000/CAP1400 余排的主體材料滿足ASME第Ⅱ卷要求。封頭、管板、管板支撐板材質為SA-508Gr3Cl2,進出口接管安全端、排氣疏水管嘴材質為SA-182F316LN。換熱管材質為690 合金。排氣疏水管嘴、支撐殼體、延伸法蘭、框架組件、安裝環組件材質為SA-240 304。管束抗震組件材質為ASTM A554TP304及ASTM A240 304。
ACP1000余排的主體材料滿足RCC-M M篇的要求,封頭、管板、管板支撐板材質為18MND5,進出口接管嘴安全端材質為P295GH,換熱管材質為Z2CN18-10,支撐殼體、框架組件、延伸法蘭、安裝環組件材質為Z5CN18-10。
根據設計要求,低合金鋼材質上要堆焊不銹鋼或鎳基合金堆焊層,以達到在工作介質環境中耐腐蝕的目的。同時低合金鋼材質之間還需通過焊接方式進行零部件之間的連接。換熱管與管板之間需進行管子-管板封口焊。AP1000/CAP1400 堆型中接管安全端材質為SA-182F316LN,因此還需進行異種鋼之間的焊接。除上述焊接內容外,其余零部件的焊接主要是不銹鋼材質的對接和角接[8]。
3.1.1 管板結構及堆焊要求
CAP1400 余排的管板結構如圖3 所示,管板材質為SA-508Gr3Cl2,一次側堆焊鎳基合金,二次側堆焊不銹鋼;AP1000的管板結構與CAP1400一致,但在尺寸方面存在差異,AP1000 管板厚242 mm,一、二次側外徑1458。ACP1000 余排的管板尺寸如圖4所示,管板材質為18MND5,兩側均堆焊不銹鋼。且一次側僅在大平面進行耐蝕層堆焊,圓弧段及直段部分不堆焊。二次側與AP1000/CAP1400一致均堆焊不銹鋼耐蝕層。

圖3 CAP1400管板結構[3]Fig.3 CAP1400 tube plate structure[3]

圖4 ACP1000管板結構[4]Fig.4 ACP1000 tube plate structure[4]

圖5 防變形工裝Fig.5 Anti deformation tooling
余排管板堆焊層焊后需進行100%滲透檢查和100%超聲波檢查,對于二次側延伸段的端部由于需要與延伸法蘭焊接,需堆焊隔離層,針對隔離層還需進行100%射線探傷。對于所有的堆焊層和隔離層都需要進行UT測厚。通過無損探傷的方式保證堆焊層的厚度滿足要求,以便保證堆焊層及隔離層具有足夠的能力來抵御服役狀態時周圍介質對堆焊層的腐蝕[9]。
3.1.2 管板堆焊工藝
余排管板厚度相對于蒸發器等其他核島主設備而言是非常薄的,因此在選擇焊接工藝時除了考慮焊接質量的穩定性外還需考慮焊接工藝對工件變形的影響。
管板一、二次側大平面堆焊均采用自動熱絲TIG堆焊,其余圓弧段、直段以及二次側缺口的堆焊采用手工焊條電弧焊[10]。由于二次側延伸段壁厚較薄(僅15 mm),因此執行該部位的焊接前需增加防變形工裝以保證其整體尺寸滿足要求,避免影響后續與延伸法蘭的裝焊。AP1000/CAP1400管板一次側平面采用ERNiCrFe-7a 焊絲堆焊,焊材規格為1.2 mm,二次側采用ER309L+ER308L 焊絲堆焊,焊材規格為1.2 mm。管板圓弧段及直段、缺口及端面焊接采用E309L+E308L 焊條堆焊。ACP1000管板一次側和二次側平面采用ER309L+ER308L焊絲堆焊,其余部位的堆焊與AP1000/CAP1400相同。
管板堆焊前需預熱到至少121 ℃,層間溫度不高于250 ℃,焊后需執行200~400 ℃/最少4 h 的后熱。并整體進行消除應力熱處理。
AP1000/CAP1400 管板制造過程中分別對一次側鎳基堆焊、二次側不銹鋼堆焊以及手工焊條電弧焊設置了焊接見證件。ACP1000 管板制造過程中通過對產品堆焊層進行化學分析的方式驗證其焊接質量。
3.2.1 封頭結構及焊接要求
CAP1400 余排的封頭結構如圖6所示,AP1000的封頭結構與其一致,但在尺寸方面存在差異。AP1000 封頭厚度77 mm,封頭半徑為SR728 mm。封頭材質為SA-508Gr3Cl2,封頭內壁、接管內壁、人孔及密封面均堆焊不銹鋼,接管端面堆焊鎳基隔離層。ACP1000 余排封頭厚度為56 mm。封頭半徑SR750 mm。封頭材質為18MND5,封頭內壁不堆焊,僅進行接管與P265GH安全端的對接焊。

圖6 CAP1400封頭結構[3]Fig.6 Structure of CAP1400 end socket[3]

圖7 封頭堆焊Fig.7 End socket overlay welding
余排封頭堆焊層焊后需進行100%滲透檢查和100%超聲波檢查以及堆焊層UT 測厚。對于接管安全端隔離層進行100%射線探傷。對于接管與安全端的焊接均設置了焊接見證件。
3.2.2 封頭焊接工藝
綜合考慮焊接質量、產品結構以及生產效率的因素,封頭內壁采用帶極埋弧堆焊;對于帶極堆焊不可達的圓弧段等區域采用手工焊條電弧堆焊;接管內壁由于內徑相對較小,不具備人工操作的空間,因此采用自動TIG堆焊;為了保證接管隔離層焊縫質量的穩定性及熔敷金屬的均勻性,采用自動TIG堆焊;人孔密封面由于自動焊設備不可達,因此采用手工焊條電弧堆焊。由于AP1000/CAP1400接管與安全端焊接為異種鋼連接,焊縫金屬為鎳基合金,結合制造經驗采用窄間隙自動TIG 在平焊位置進行對接焊。ACP1000 接管與安全端均為碳鋼材質,且壁厚較薄,焊接難度相對減小,因此采用手工焊條電弧焊在平焊位置進行對接焊[11]。
封頭堆焊前需預熱到至少121 ℃,層間溫度不高于250 ℃,焊后需執行200~400 ℃/最少4 h 的后熱。并整體進行消除應力熱處理。對于接管隔離層需要與封頭一同經歷消除應力熱處理,接管與安全端焊接后不再進行消除應力熱處理。
AP1000/CAP1400 余排的管子管板封口焊接頭為帶690鎳基堆焊層的管板與690鎳基合金管平齊式接頭,采用不填絲自動TIG 焊接。ACP1000 余排的管子管板封口焊接頭為帶不銹鋼堆焊層的管板與不銹鋼管子帶坡口的平齊式接頭,采用填絲自動TIG 焊接。CAP1400/AP1000 的管子管板結構如圖8所示,ACP1000的結構如圖9所示。

圖8 CAP1400管子管板結構[3]Fig.8 Structure of CAP1400 tube sheet[3]

圖9 ACP1000管子管板結構[3]Fig.9 Structure of ACP1000 tube sheet[3]
CAP1400 余排管孔直徑為19.25±0.05,孔橋尺寸為18.85 mm,管子直徑為19.05,壁厚為1.65±0.15。AP1000 管子管板的結構及尺寸與CAP1400的管子管板結構及尺寸一致。CAP1400 一臺余排897 根換熱管共1 794 個封口焊管孔,AP1000 一臺余排689根換熱管共1 378個封口焊管孔。
ACP1000 余排管孔直徑為20.25±0.05,孔橋尺寸為19.75 mm,管子直徑為20,壁厚為2.5±0.25。一臺PRS500根換熱管共1 000個封口焊管孔。
ACP1000 余排封口焊焊縫與AP1000/CAP1400余排一樣,焊接后均需進行焊縫100%滲透檢驗及100%氦氣檢漏。采用現有技術已完成10 550 個封口焊焊縫,滲透檢驗及氦氣檢漏結果均為100%合格,如圖10所示。

圖10 封口焊Fig.10 Sealing welding
管子管板焊縫焊接的難點在于:管子壁厚較薄,如果焊接過程中熱輸入控制不當將使管子變形超標。同時如果焊接過程中控制不當,會使焊縫根部出現不連續缺陷,繼而無法滿足后續使用要求[5]。RCC-M標準對于封口焊評定及見證件要求進行金相檢驗,平均焊喉應≥0.9e,單個焊喉應≥0.66e,e為管子壁厚。根部不連續應小于0.1 mm,微觀檢驗不允許存在裂紋。ASME標準對于評定要求單個焊喉應≥0.66e,根部不連續≤0.24e,最大值≤0.3 mm,微觀檢驗不允許存在裂紋。
為了減少管子與管板間隙對焊接質量的影響,在進行封口焊前需執行定位脹以減少間隙。封口焊之后還需按照設計要求進行液壓脹。CAP1400/AP1000 采用不填絲脈沖自動TIG 焊,采用5F 位置從9 點鐘位置開始焊接整圈之后逐步衰減。ACP1000采用填絲自動TIG焊,采用5F位置從9點鐘位置開始焊接之后逐步衰減。
5F 焊接位置為全位置焊接,9 點鐘位置開始順時針焊接時正好處于上坡焊的起點。此時重力對熔池的影響減小,更利于保證焊縫成形。
CAP1400 余排的不銹鋼框架及抗震組件結構如圖11所示,AP1000的結構與其一致,但在尺寸上存在部分差異,抗震組件的數量也有所區別。AP1000 余排共有20 組抗震組件,CAP1400 余排共有23組抗震組件。

圖11 CAP1400框架及抗震組件結構Fig.11 Frame and seismic component structure of CAP1400
余排框架組件及抗震組件的材料均為奧氏體不銹鋼,材料牌號為SA240TP304,框架中的焊縫均要求實現全焊透。由于框架結構的特點,存在結構干涉導致焊接難度加大。同時由于不銹鋼材料的熱膨脹系數較大,奧氏體不銹鋼線膨脹系數比碳鋼約大50%,熱導率比碳鋼低僅為其1/3 左右。制造過程中由于焊接收縮產生不規則變形是框架制造的關鍵難點。焊接變形控制是否有效會影響整體精度,繼而會給后續的管系組件的制造帶來很大的影響。因此余排框架的裝焊順序和防變形措施以及焊接坡口的設計是關鍵技術難點。
余排框架組件按照“化整為零,集零為整”的原則對其進行組件劃分,該劃分方式的優點是部件的尺寸和剛性減小,利用夾具克服變形的可能性增加,交叉對稱施焊時焊件翻身變位也變得容易,更重要的是可以把影響總體結構變形最大的焊縫分到部件中焊接,把不利影響減小或清除。框架組件的劃分方式如圖12所示。

圖12 框架組件劃分Fig.12 Framework component division
框架組件的焊接方法主要采用手工焊條電弧焊,焊材采用小規格的2.5 和3.2 焊條,對于無法實現清根的部位采用氬弧焊打底+焊條填充的工藝。焊接過程中嚴格控制層間溫度,避免對某一位置集中施焊。多個焊縫焊接時應先焊收縮量大的焊縫,長焊縫宜從中間向兩頭焊,兩條相鄰的角焊縫同時以同一方向施焊,以克服扭曲變形。對于關鍵部位采用防變形支撐以克服其不規則收縮。
由于抗震組件結構復雜,零件繁多,且組件之間相互交錯,因此抗震組件的制造難點在于裝配順序的合理性以及裝配過程中相關操作的細致度。避免在操作過程中因操作不當對換熱管造成損傷。考慮到焊接操作時的電弧、飛濺等會對管系帶來可能的損傷,抗震組件的焊接方法采用手工鎢極氬弧焊。焊接時對施焊位置周圍的管子需進行防護。框架及抗震組件的制造應在有清潔度控制的場地進行以防止鐵素體污染。框架及抗震組件焊接如圖13所示。

圖13 框架及抗震組件焊接Fig.13 Welding of frames and seismic components
AP1000、CAP1400 以及ACP1000 堆型余熱排除熱交換器的制造成功,標志著我國核電制造技術取得了突破性的成果,焊接技術得到較大提高。核電主設備的設計及制造能力得到了進一步的驗證。為后續核島主設備的制造提供了非常寶貴的經驗。同時在余熱排出熱交換器的制造中重點實現了關鍵部件國產化,形成具有自主知識產權的大型核電技術品牌。非能動余熱排出熱交換器(PRHR-HX)是核電站安全系統的重要組成部分。在核島主泵失效時,它可以靠自然循環將堆芯衰變熱帶走,保持堆芯保持在壓力容器內,避免放射性物質釋放,確保核電站的安全。
PRHR-HX 管板的特點是兩面都需要堆焊,第一側面堆焊材料為Inconel 690 合金,第二側面堆焊材料為不銹鋼。管板厚度相對較薄。在實際使用時,對堆焊層的厚度和管板的變形程度也有嚴格的要求。因此,焊接技術是PRHR-HX 制造過程中的關鍵環節。對于PRHR-HX 的制造,應使用適當的焊接電源及其控制系統、焊接機頭及合適的防變形工裝。在焊接過程中應使用恰當而優良的焊接工藝以及焊接材料來保證堆焊層質量和性能。
此外,焊接后的檢驗也是至關重要的環節。應進行嚴格的無損檢測以確保焊縫內部質量以及金屬的強度、塑性、和化學性能等符合實際需求。總的來說,通過合理的焊接技術和嚴格的檢驗,可以確保PRHR-HX 的質量和性能,從而保障核電站的安全運行。