核容器焊接技术的应用与发展

刘全印

1. 主要焊接技术及问题

核电设备制造安装应用的焊接技术主要有：窄间隙埋弧焊，接管与封头或筒体的马鞍焊接，小直径管内壁堆焊，管板、筒体、封头大面积带极堆焊以及管与管对接自动氦弧、氩弧焊接等。这些焊接方法在国内几大制造厂均已成熟应用并不断创新。

目前，从核电制造的技术层面来看，核电行业标准制定、修订滞后问题较为突出，如正在修订的GB/T 16702的适用范围仅为二代改进型，而我国今后技术路线以三代核电为主。核电行业标准修订参考国外标准版本滞后，如目前国内三代核电ACP1000参考法国RCC—M 2007版设计，但我国目前主要核电行业标准都是参考RCC—M2000版编制或修订；同时核电行业不同标准间还存在矛盾或冲突的问题，这些都是需要解决的问题。

2. 焊接技术和设备的未来发展趋势。

对焊接设备而言，在可靠安全的前提下，自动化焊接是未来发展趋势，特别是针对某类型核容器焊接用的焊接专机也会有较大需求。如热丝TIG焊机、窄间隙埋弧焊机、管与管板焊机等，要求焊机在长时间工作时，焊接质量稳定可靠，焊机可实现编程、程序存储、存储并输出规范焊接参数记录等功能。为了满足三代核电部分核容器的特殊结构焊接需求，焊接专机需要根据特殊结构尺寸进行量身定做，如三代核电的安注箱设备为大型球形容器，直径超过5m，由上下顶圆与球形瓜瓣组成，为了实现球形瓜瓣焊缝的内、外侧自动焊接，就需要对原焊接操作机改造或订购新的焊接专用设备进行焊接。

3. 对焊材的应用要求

就核设备用焊材而言，目前主推的第三代核电对焊材的要求有如下不同：

（1）早期的安全端焊接或内壁堆焊，采用不锈钢或镍基合金，镍基合金选用600型的NiCrFe—3型焊接材料，为了提高焊缝的耐应力腐蚀能力和防止失塑性裂纹，三代核电设计文件规定禁用600型的NiCrFe—3型焊接材料，规定必须采用690型的NiCrFe—7型焊材，该类型的焊材目前主要还依赖进口，国内焊材尚无应用业绩。

（2）用于堆焊的焊带，无论是不锈钢焊带还是镍基焊带，均对焊带的熔敷金属提出抗拉强度的要求，如不同的项目对不锈钢焊带熔敷金属的最小抗拉强度要求值在520~550MPa，对镍基焊带的抗拉强度要求≥590MPa，而且该强度要求不论是焊态还是热处理态均要得到满足。但就工程应用的结果来看，目前制定的强度指标即使是进口焊材也较难达到。

（3）焊材需要经过更长时间的热处理。由于装配工艺顺序的不同，在核容器制造过程中，焊接的部件要主动或被动的经历多次热处理，相比二代半而言，三代核电设计要求焊材在更长时间的热处理下其性能依然要得到保证，如稳压器（PRZ）设备焊材要求经历40h的热处理后其性能依然得到保证；蒸汽发生器（SG）焊材要求经历48h的热处理后其性能依然要满足设计要求，这些要求需要进行多批次试验，证明焊材性能稳定的前提下，方可用于设备制造。

4. 切割技术要求

就焊接坡口制备而言，由于热切割会对材料表面造成污染，并且此方式会存在热影响区，对母材性能存在影响较大，故核电设备热切割的坡口不能直接用来焊接，而必须进行打磨或用其他机械方式去除热影响区后方能焊接，因而在采用热切割时不能直接切割到要求尺寸，而必须留有较大余量，在热切割后用机械加工方式去除一直到要求尺寸。这样不仅影响了热切割的效率，而且使得热切割在核电行业坡口制备方面应用受到限制，较多应用的是机械加工或打磨的冷加工方式。