谷 雨，刘卫华，张俊宝，余 燕

（1.上海核工程研究设计院，上海200233；2.中核集团第五建设工程公司，上海201500）

CAP1400核电站接管和安全端焊接接头性能

谷 雨1，刘卫华2，张俊宝1，余 燕1

（1.上海核工程研究设计院，上海200233；2.中核集团第五建设工程公司，上海201500）

研究CAP1400核电站接管和安全端焊接工艺性和接头力学性能。结果表明，焊接接头无损探伤和力学性能试验结果均满足设计要求。室温及350℃条件下，SA-508 Gr.3 Cl.2母材与690焊缝金属屈强比基本保持不变，但SA-182 F316LN屈强比下降较明显；焊接热循环导致焊接热影响区冲击韧性降低，在不同冲击试验温度下，SA-508 Gr.3 Cl.2吸收能量基本维持在230 J以上，但-21℃时母材热影响区吸收能量降低至150 J左右。

CAP1400；接管和安全端；力学性能

0 前言

反应堆冷却剂系统又称一回路系统，实现将反应堆堆芯中核裂变产生的热量传输给二回路，同时冷却堆芯，防止燃料棒烧毁。一回路系统压力边界作为裂变产物放射性的第二道屏障，其中的设备长期在高温、高压及具有腐蚀性的高速流体冲刷下服役，不但要保证结构的完整性，还要保证性能的可靠性，这就要求所选用的材料不仅应具有高塑性、高韧性的特点，还要具备较高的耐腐蚀、断裂韧性及抗疲劳性能[1]。

CAP1400压水堆核电站的一回路系统由两条对称并联在反应堆压力容器接管上的密闭环路组成，接管材料采用Mn-Ni-Mo低合金钢，管道采用316LN奥氏体不锈钢，管嘴与管道之间的焊接属于异种钢焊接。考虑到现场焊接时低合金钢焊后热处理操作实施困难，设计制造时首先在管嘴端部堆焊690镍基合金隔离层，然后与不锈钢安全端进行对接，将接管与主管道的异种金属焊接转变为不锈钢的对接焊[2-3]。……