换料水箱焊接见证件背弯开裂原因分析及处理

黄宗仁，唐宏伟，杨静瑞

（1.中国核动力研究设计院，四川 成都 610041；2.中国核电工程有限公司，北京 100840）

换料水箱焊接见证件背弯开裂原因分析及处理

黄宗仁员，唐宏伟2，杨静瑞1

（1.中国核动力研究设计院，四川 成都 610041；2.中国核电工程有限公司，北京 100840）

换料水箱在核电机组出现失水事故情况下为反应堆提供应急水源，导出反应堆内核燃料的剩余释热，承担着核电机组的安全功能。介绍了换料水箱底板边缘板焊接见证件的制作工艺、背弯试验方法与试验结果，分析见证件背弯开裂的原因，采取一定的控制措施重新制作见证件，并取双倍试样进行背弯试验，试验结果合格。

换料水箱；见证件；背弯开裂；分析；解决方法

0 前言

压水堆核电站反应堆水池和乏燃料水池冷却和处理系统（简称PTR系统）的功能是对反应堆水池和乏燃料水池进行冷却、净化、充水和排水。换料水箱作为PTR系统的重要组成部分，在机组出现失水事故的情况下为反应堆提供应急水源，在反应堆换料时实现反应堆水池的充水和排水。

换料水箱为立式常压容器，主要由一个球冠形封头（上封头）、一个圆柱形筒体和一个平封头（下封头）焊制而成。为了验证产品焊接接头质量的可靠性，并确保产品焊接符合工艺评定试验所确定的操作要求，通常的做法是通过产品焊接见证件的破坏性试验来实现。通过弯曲（面弯、背弯）试验结果反映出焊接接头机械性能的综合状况，验证换料水箱的可靠性。

福建福清核电厂1号机组换料水箱在制造过程中，对底板边缘板焊接见证件进行背弯试验时，焊缝两侧熔合线附近位置产生开裂。针对这一问题，分析其原因并采取合理的试验方案进行处理，使产品焊接见证件得以顺利通过。

1 见证件制作

1.1 母材

制作见证件的母材为022Cr19Ni10奥氏体不锈钢，化学成分如表1所示。其母材炉批号073D0983，见证件规格400 mm×150 mm×21 mm。垫板材料也为022Cr19Ni10奥氏体不锈钢，炉批号253536，规格500 mm×50 mm×6 mm。

1.2 焊材

制作见证件所用的焊材牌号为E308L-16，其化学成分如表2所示。所用焊材有φ3.2mm和φ4.0 mm两种规格，炉批号分别为510591和510594，前者用于根部焊道焊接，后者用于填充焊道焊接。

1.3 焊接坡口

见证件焊接采用的坡口形式如图1所示，坡口角度60°，钝边高度1.5 mm，组对间隙6～8 mm。

1.4 工艺参数

见证件制作采用焊条电弧焊，焊机型号WS-400E，焊接工艺参数如表3所示。焊接采用多层多道焊的方式，焊道宽度不得大于焊心直径的三倍，焊道间温度应小于等于150℃。

2 背弯试验

2.1 试样加工

按照RCC-M MC1263的规定[1]，通过机械加工方法获得背弯试样如图2所示，试样编号分别为0202-FN01-R-01和0202-FN01-R-02。试样长度L=300mm，厚度t=21 mm，宽度b=35 mm，棱角半径r≤3 mm，试样表面粗糙度小于等于3.2 μm。

2.2 试验描述

按照RCC-M MC1263的规定进行背弯试验[1]，背弯试验压头直径D=4t，两支承辊间的距离P=6.2t，弯曲角=180°，背弯试验如图3所示。将试样放在两个平行的支承辊上，焊缝表面朝上，焊缝轴线与两支承辊中心线对齐，通过压头垂直于试样表面施加载荷，使试样逐渐连续地弯曲，直至弯曲角达180°[2]。

3 试验结果和分析

3.1 试验结果

背弯试验的验收标准：不得有明显的开裂，单个裂纹、气孔及夹渣长度小于等于3 mm。背弯试验结束后，试样0202-FN01-R-01和0202-FN01-R-02在焊缝两侧熔合线附近均产生开裂，裂纹沿熔合线贯穿整个焊缝长度，试验结果不合格。其中，试样0202-FN01-R-01开裂情况如图4所示。

3.2 工艺分析

制作见证件的母材和焊材均按标准验收合格；焊工具有相关焊接资质，且参与了产品焊缝的实施，产品焊接合格率大于99%；焊接工艺与产品焊缝、工艺评定是一致的，通过查阅焊接记录，相关焊接参数都在焊接工艺规程规定的范围内。因此，可以排除由于见证件制作工艺不当而造成的背弯试样开裂。

3.3 金相分析

选取0202-FN01-R-02背弯开裂试样，在距离开裂较大一端的1/3试样宽度处横向切取两个金相试样（分别为试样1和试样2），保留1/3宽度试样备用，取样示意如图5所示。取样时，采取适当的保护措施保持试样开裂的原始状态，金相试样检测面至少应包括熔敷金属、熔合线和母材热影响区。

宏观金相检测结果如图6所示，由图可知，母材与焊缝熔合良好，未见未熔合、未焊透、夹杂等焊接缺陷。微观金相检测结果如图7所示，由图可知，焊缝与母材熔合良好，未见显微裂纹及沉淀物，裂纹缺口沿熔敷金属进一步延伸。由此表明，背弯试样开裂不是由于焊缝根部存在焊接缺陷造成的。

3.4 试样分析

通过观察和测量开裂试样0202-FN01-R-01（见图4）和0202-FN01-R-02可知，裂纹均位于焊缝两侧熔合线附近，两侧开裂处的距离约为7mm（坡口组对间隙6～8 mm），且沿熔合线贯穿整个焊缝长度。见证件焊接接头宏观金相和焊缝根部放大照片如图8所示，结合开裂位置，可以确定背弯试样开裂是由于见证件试板组对时与垫板无法完全贴紧，打底焊时熔化的金属从根部溢出至垫板与试板之间的间隙内，该部分金属的能量不足以熔化相邻的母材。在加工试样去除垫板时，未将焊缝间隙内多余的溢出金属去除，使加工后的试样在焊缝根部两侧熔合线附近附着一层金属，该金属层与母材之间只是粘结在一起，未形成原子间的结合，在弯曲试验中无法承受试验拉力而产生开裂。

4 背弯开裂解决方法

使用相同的母材、焊材、设备和焊工，按照与产品焊接相同的工艺参数，在相同的施焊环境下重新制作见证件。坡口组对时，尽可能控制试板与垫板的间隙；加工背弯试样时，确保将试板与垫板间隙内多余的溢出金属完全去除。取双倍试样严格按照相关规定进行背弯试验（试样编号分别为0202-FN01-YZ-R-01、0202-FN01-YZ-R-02、0202-FN01-YZR-03和0202-FN01-YZ-R-01），试验结果均合格。

加倍的背弯试验结果表明：见证件背弯开裂原因分析正确，换料水箱的制造工艺稳定，换料水箱产品的焊缝质量可靠。

5 结论

通过分析换料水箱见证件焊接工艺、背弯开裂试样外观和金相检验结果，并重新制作见证件进行双倍试样的背弯试验，根据试验结果可以得出如下结论：

（1）换料水箱焊接见证件背弯开裂是由于试样机加工去除垫板时，未将母材与垫板之间多余的溢出金属去除，该溢出金属与母材的结合力不足以承受弯曲试验拉力造成的。

（2）提出了换料水箱焊接见证件背弯开裂问题的解决方法，使见证件得以顺利通过。

（3）换料水箱的制造工艺是稳定的，换料水箱的质量是符合RCC-M规定的，同时换料水箱的使用是安全的。

[1]RCC-M，压水堆核岛机械设备设计和建造规则（2000版+2002补遗）（焊接篇）[S].

[2]GB/T 2653-2008，焊接接头弯曲试验方法[S].

[3]GB/T 13298-1991，金相显微组织检验方法[S].

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[2] 弢张应强，魏镜 ，王庭有，等.RGV控制系统设计研究[J].河南科学，2012（1）：1-5.

[3] 张桂琴，张仰森.直线往复式轨道自动导引车智能调度算法[J].计算机工程，2012（1）：1-5.

[4] 孙 晶.流水线生产节拍选择的研究[D].吉林：东北林业大学，2009.

Cause analysis and handling for the cracks on the weld test coupon of refueling water storage tank during the root bend test

HUANG Zong-ren1，TANG Hong-wei2，YANG Jing-rui1
（1.Nuclear Power Institute of China，Chengdu 610041，China；2.China Nuclear Power Engineering Co.，Ltd.，Beijing 100840，China）

Refueling water storage tank in the nuclear power group，loss of coolant accident cases provide emergency water supply for the reactor，residual heat from the reactor core fuel，bear the security function of nuclear power unit.The refueling water storage tank bottom plate welding process，edge receive documents back and test results of bending test method，analysis reason documents back bent crack，taken certain measures to re create the certificate，and take double samples back bending test，the test results of qualified.

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TG441.7

：B

：1001-2303（2014）02-0084-04

10.7512/j.issn.1001-2303.2014.02.20

2012-11-13；

2013-05-24

黄宗仁（1984—），男，福建龙岩人，工程师，主要从事核电站总体设计与管理工作。