黃宗仁,唐宏偉,楊靜瑞
(1.中國核動(dòng)力研究設(shè)計(jì)院,四川 成都 610041;2.中國核電工程有限公司,北京 100840)
換料水箱焊接見證件背彎開裂原因分析及處理
黃宗仁員,唐宏偉2,楊靜瑞1
(1.中國核動(dòng)力研究設(shè)計(jì)院,四川 成都 610041;2.中國核電工程有限公司,北京 100840)
換料水箱在核電機(jī)組出現(xiàn)失水事故情況下為反應(yīng)堆提供應(yīng)急水源,導(dǎo)出反應(yīng)堆內(nèi)核燃料的剩余釋熱,承擔(dān)著核電機(jī)組的安全功能。介紹了換料水箱底板邊緣板焊接見證件的制作工藝、背彎試驗(yàn)方法與試驗(yàn)結(jié)果,分析見證件背彎開裂的原因,采取一定的控制措施重新制作見證件,并取雙倍試樣進(jìn)行背彎試驗(yàn),試驗(yàn)結(jié)果合格。
換料水箱;見證件;背彎開裂;分析;解決方法
壓水堆核電站反應(yīng)堆水池和乏燃料水池冷卻和處理系統(tǒng)(簡稱PTR系統(tǒng))的功能是對反應(yīng)堆水池和乏燃料水池進(jìn)行冷卻、凈化、充水和排水。換料水箱作為PTR系統(tǒng)的重要組成部分,在機(jī)組出現(xiàn)失水事故的情況下為反應(yīng)堆提供應(yīng)急水源,在反應(yīng)堆換料時(shí)實(shí)現(xiàn)反應(yīng)堆水池的充水和排水。
換料水箱為立式常壓容器,主要由一個(gè)球冠形封頭(上封頭)、一個(gè)圓柱形筒體和一個(gè)平封頭(下封頭)焊制而成。為了驗(yàn)證產(chǎn)品焊接接頭質(zhì)量的可靠性,并確保產(chǎn)品焊接符合工藝評定試驗(yàn)所確定的操作要求,通常的做法是通過產(chǎn)品焊接見證件的破壞性試驗(yàn)來實(shí)現(xiàn)。通過彎曲(面彎、背彎)試驗(yàn)結(jié)果反映出焊接接頭機(jī)械性能的綜合狀況,驗(yàn)證換料水箱的可靠性。
福建福清核電廠1號(hào)機(jī)組換料水箱在制造過程中,對底板邊緣板焊接見證件進(jìn)行背彎試驗(yàn)時(shí),焊縫兩側(cè)熔合線附近位置產(chǎn)生開裂。針對這一問題,分析其原因并采取合理的試驗(yàn)方案進(jìn)行處理,使產(chǎn)品焊接見證件得以順利通過。
1.1 母材
制作見證件的母材為022Cr19Ni10奧氏體不銹鋼,化學(xué)成分如表1所示。其母材爐批號(hào)073D0983,見證件規(guī)格400 mm×150 mm×21 mm。墊板材料也為022Cr19Ni10奧氏體不銹鋼,爐批號(hào)253536,規(guī)格500 mm×50 mm×6 mm。
1.2 焊材
制作見證件所用的焊材牌號(hào)為E308L-16,其化學(xué)成分如表2所示。所用焊材有φ3.2mm和φ4.0 mm兩種規(guī)格,爐批號(hào)分別為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
見證件焊接采用的坡口形式如圖1所示,坡口角度60°,鈍邊高度1.5 mm,組對間隙6~8 mm。
1.4 工藝參數(shù)
見證件制作采用焊條電弧焊,焊機(jī)型號(hào)WS-400E,焊接工藝參數(shù)如表3所示。焊接采用多層多道焊的方式,焊道寬度不得大于焊心直徑的三倍,焊道間溫度應(yīng)小于等于150℃。
2.1 試樣加工
按照RCC-M MC1263的規(guī)定[1],通過機(jī)械加工方法獲得背彎試樣如圖2所示,試樣編號(hào)分別為0202-FN01-R-01和0202-FN01-R-02。試樣長度L=300mm,厚度t=21 mm,寬度b=35 mm,棱角半徑r≤3 mm,試樣表面粗糙度小于等于3.2 μm。
2.2 試驗(yàn)描述
按照RCC-M MC1263的規(guī)定進(jìn)行背彎試驗(yàn)[1],背彎試驗(yàn)壓頭直徑D=4t,兩支承輥間的距離P=6.2t,彎曲角=180°,背彎試驗(yàn)如圖3所示。將試樣放在兩個(gè)平行的支承輥上,焊縫表面朝上,焊縫軸線與兩支承輥中心線對齊,通過壓頭垂直于試樣表面施加載荷,使試樣逐漸連續(xù)地彎曲,直至彎曲角達(dá)180°[2]。
3.1 試驗(yàn)結(jié)果
背彎試驗(yàn)的驗(yàn)收標(biāo)準(zhǔn):不得有明顯的開裂,單個(gè)裂紋、氣孔及夾渣長度小于等于3 mm。背彎試驗(yàn)結(jié)束后,試樣0202-FN01-R-01和0202-FN01-R-02在焊縫兩側(cè)熔合線附近均產(chǎn)生開裂,裂紋沿熔合線貫穿整個(gè)焊縫長度,試驗(yàn)結(jié)果不合格。其中,試樣0202-FN01-R-01開裂情況如圖4所示。
3.2 工藝分析
制作見證件的母材和焊材均按標(biāo)準(zhǔn)驗(yàn)收合格;焊工具有相關(guān)焊接資質(zhì),且參與了產(chǎn)品焊縫的實(shí)施,產(chǎn)品焊接合格率大于99%;焊接工藝與產(chǎn)品焊縫、工藝評定是一致的,通過查閱焊接記錄,相關(guān)焊接參數(shù)都在焊接工藝規(guī)程規(guī)定的范圍內(nèi)。因此,可以排除由于見證件制作工藝不當(dāng)而造成的背彎試樣開裂。
3.3 金相分析
選取0202-FN01-R-02背彎開裂試樣,在距離開裂較大一端的1/3試樣寬度處橫向切取兩個(gè)金相試樣(分別為試樣1和試樣2),保留1/3寬度試樣備用,取樣示意如圖5所示。取樣時(shí),采取適當(dāng)?shù)谋Wo(hù)措施保持試樣開裂的原始狀態(tài),金相試樣檢測面至少應(yīng)包括熔敷金屬、熔合線和母材熱影響區(qū)。
宏觀金相檢測結(jié)果如圖6所示,由圖可知,母材與焊縫熔合良好,未見未熔合、未焊透、夾雜等焊接缺陷。微觀金相檢測結(jié)果如圖7所示,由圖可知,焊縫與母材熔合良好,未見顯微裂紋及沉淀物,裂紋缺口沿熔敷金屬進(jìn)一步延伸。由此表明,背彎試樣開裂不是由于焊縫根部存在焊接缺陷造成的。
3.4 試樣分析
通過觀察和測量開裂試樣0202-FN01-R-01(見圖4)和0202-FN01-R-02可知,裂紋均位于焊縫兩側(cè)熔合線附近,兩側(cè)開裂處的距離約為7mm(坡口組對間隙6~8 mm),且沿熔合線貫穿整個(gè)焊縫長度。見證件焊接接頭宏觀金相和焊縫根部放大照片如圖8所示,結(jié)合開裂位置,可以確定背彎試樣開裂是由于見證件試板組對時(shí)與墊板無法完全貼緊,打底焊時(shí)熔化的金屬從根部溢出至墊板與試板之間的間隙內(nèi),該部分金屬的能量不足以熔化相鄰的母材。在加工試樣去除墊板時(shí),未將焊縫間隙內(nèi)多余的溢出金屬去除,使加工后的試樣在焊縫根部兩側(cè)熔合線附近附著一層金屬,該金屬層與母材之間只是粘結(jié)在一起,未形成原子間的結(jié)合,在彎曲試驗(yàn)中無法承受試驗(yàn)拉力而產(chǎn)生開裂。
使用相同的母材、焊材、設(shè)備和焊工,按照與產(chǎn)品焊接相同的工藝參數(shù),在相同的施焊環(huán)境下重新制作見證件。坡口組對時(shí),盡可能控制試板與墊板的間隙;加工背彎試樣時(shí),確保將試板與墊板間隙內(nèi)多余的溢出金屬完全去除。取雙倍試樣嚴(yán)格按照相關(guān)規(guī)定進(jìn)行背彎試驗(yàn)(試樣編號(hào)分別為0202-FN01-YZ-R-01、0202-FN01-YZ-R-02、0202-FN01-YZR-03和0202-FN01-YZ-R-01),試驗(yàn)結(jié)果均合格。
加倍的背彎試驗(yàn)結(jié)果表明:見證件背彎開裂原因分析正確,換料水箱的制造工藝穩(wěn)定,換料水箱產(chǎn)品的焊縫質(zhì)量可靠。
通過分析換料水箱見證件焊接工藝、背彎開裂試樣外觀和金相檢驗(yàn)結(jié)果,并重新制作見證件進(jìn)行雙倍試樣的背彎試驗(yàn),根據(jù)試驗(yàn)結(jié)果可以得出如下結(jié)論:
(1)換料水箱焊接見證件背彎開裂是由于試樣機(jī)加工去除墊板時(shí),未將母材與墊板之間多余的溢出金屬去除,該溢出金屬與母材的結(jié)合力不足以承受彎曲試驗(yàn)拉力造成的。
(2)提出了換料水箱焊接見證件背彎開裂問題的解決方法,使見證件得以順利通過。
(3)換料水箱的制造工藝是穩(wěn)定的,換料水箱的質(zhì)量是符合RCC-M規(guī)定的,同時(shí)換料水箱的使用是安全的。
[1]RCC-M,壓水堆核島機(jī)械設(shè)備設(shè)計(jì)和建造規(guī)則(2000版+2002補(bǔ)遺)(焊接篇)[S].
[2]GB/T 2653-2008,焊接接頭彎曲試驗(yàn)方法[S].
[3]GB/T 13298-1991,金相顯微組織檢驗(yàn)方法[S].
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[4] 孫 晶.流水線生產(chǎn)節(jié)拍選擇的研究[D].吉林:東北林業(yè)大學(xué),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.
refueling water storage tank;certificate;back bending crack;analysis;solutions
TG441.7
:B
:1001-2303(2014)02-0084-04
10.7512/j.issn.1001-2303.2014.02.20
2012-11-13;
2013-05-24
黃宗仁(1984—),男,福建龍巖人,工程師,主要從事核電站總體設(shè)計(jì)與管理工作。