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俄制核电复合钢管道异种接头焊缝国产化替代论证及制备试验研究

2017-04-20潘晓冬 宋怡漾 罗绪珍 蒋永 叶义海 阎

科技视界 2017年1期
关键词:国产化核电

潘晓冬 宋怡漾 罗绪珍 蒋永 叶义海 阎文祥

【摘 要】本文针对核电管道维修技术的国产化需求,开展了俄制复合钢管道异种接头的材料国产化替代论证,筛选出与俄产08X18H10T不锈钢的成分、组织及性能相近的国产核电用0Cr18Ni11Ti不锈钢,并采用替代材料进行了异种接头焊缝的焊接工艺试验及验证研究工作。研究表明,国产材料及工艺替代制备的异种接头的质量满足俄罗斯标准各项技术指标的要求,其各项性能与俄制进口接头相当;与堆焊层测试数据对比,异种接头的焊接制备过程对复合钢侧坡口堆焊层的铁素体及硬度值造成一定影响,但是均在合理范围内。该项工作为后续补焊修复研究工作的顺利实施,以及实现核电站该类管道维修技术的国产化具备指导作用和参考意义。

【关键词】复合钢管道;异种接头;国产化;核电

Rearch on Replacement and Preparation of Nuclear Grade Compound Steel Pipe Dissimilar Steel Welded Joints Made in Russia

PAN Xiao-dong1 SONG Yi-yang1 LUO Xu-zhen1 JIANG Yong2 YE Yi-hai1 YAN Wen-xiang1

(1.Nuclear Power Institute of China fourth Institute,Chengdu Sichuan 610041,China;

2.JiangSu Nuclear Power Corporation,Lianyungang Jiangsu 222042,China)

【Abstract】In this paper,For the domesticalization developing of nuclear grade pipe maintenance technology,researches on replacement of imported joint material were taken,the domestic nuclear grade 0Cr18Ni11Ti was selected as replacement of Russian 08X18H10T for the similar composition, structure and properties between them.Then experiments and tests were performed on the welding of compound steel pipe dissimilar steel welded joints with replacement material.The results showed that the replacement welded joints meet the requirements of the Russian standards,which properties has been proved as good as Russian.Meanwhile,further study show the welding process has certain influences on the ferrite and hardness value of the surfacing layer on compound steel,but which were confirmed the changes were in a reasonable range.And the experimental research for the subsequent work,as well as the realization of this nuclear domestic technology has guidance and reference significance.

【Key words】Compound steel pipe;Dissimilar steel welded joints;Domesticalization;Nuclear power

0 引言

国内某核电站核岛一回路系统中涉及的大量复合管道焊缝的设计、制造及安装均自俄罗斯进口,其制造安装过程是由俄罗斯工厂对复合钢管道进行坡口堆焊预制,再将预制合格的复合钢管道运至核电站建设现场进行复合钢管道与不锈钢管道异种焊缝的安装焊接(见图1)。其制造工序繁琐,结构组成复杂,在高温高压和交变载荷的运行工况下,焊接接头受应力集中、疲劳、腐蚀等因素影响,易在焊缝及热影响区产生危害性较大的开裂缺陷。由于国外技术垄断,目前针对该类故障的补焊修复处理只能依赖原厂进口,运行维护成本投入巨大,不利于电站运营。因此,核电站方面对该类管道维修技术的国产化需求较为迫切。

管道维修技术国产化研究的补焊修复工艺试验必须在完整的焊接接头上进行,因此,进行补焊修复的重要前提是采用国产替代材料及工艺制造出完整的复合钢管道异种接头。涉及两项工作内容:1)带堆焊层(隔离层/过渡层/保护层)的复合钢试件制备2)异种金属对接焊缝接头制备。其中,带堆焊层的复合钢试件制备国产化工作已取得一定成果[1],需进而开展异种金属对接焊缝接头制备研究工作。

针对上述问题,本文着眼于第2项研究内容,开展了俄制复合钢管道异种接头的材料的国产化替代论证,并采用替代材料进行了异种接头焊缝的焊接工艺试验及验证研究工作,為进一步实现补焊修复技术的国产化奠定了技术基础。

1 俄产不锈钢08X18H10T材料的替代选择

已有研究开展了俄进口复合钢的国产替代论证工作,并制备出带坡口堆焊层的国产替代试件[1-2]。但是在本文研究的复合钢管道异种接头制备中,缺少焊缝接头另一侧母材即俄进口不锈钢管道的替代材料,需根据其化学成分及性能数据,在国内进行同组别或同类别材料中调研及筛选出相当的材料。

核岛部分俄罗斯原设计的设备和管道用不锈钢材料主要为08X18H10T钢,属于含钛的奥氏体不锈钢,相当于美国ASME标准的TP321钢以及法国RCCM标准的Z8CN18-11钢。为了便于国内采购,可考虑选用与美标TP321钢类似的国产0Cr18Ni9Ti或0Cr18Ni11Ti作为替代分析对象。但根据设计要求,替代材料应除满足ASME第2卷的要求之外,还应满足第3卷第1册ND分卷中3级部件的规定,同时结合俄罗斯标准的规定,国产替代材料除满足ASME设计规范外,同时力学性能也要达到08X18H10T钢的规定要求。

1.1 从化学成分含量对比分析

从化学成分来看,标准中俄08X18H10T钢与TP321、0Cr18Ni9Ti或0Cr18Ni11Ti在化学成分上差异不大,均为含稳定化元素钛的奥氏体不锈钢,且均对合金元素C、Ni、Cr、Ti等的规定差别不大,对有害元素S、P的控制上俄产08X18H10T钢更为严格。相对而言,0Cr18Ni11Ti相比0Cr18Ni9Ti与俄产材料的成为更为接近,几种材料化学成分见表1。

1.2 从力学性能对比分析

在力学性能方面,与ASME标准TP321相比,俄08X18H10T钢对室温抗拉强度及350℃高温条件下的高温屈服强度要求比较苛刻,一般工业用TP321、0Cr18Ni9Ti或0Cr18Ni11很难达到要求。通过调研,目前国内CNP1000堆型部分核电用传统0Cr18Ni11Ti钢通过对其化学成分、制造工艺及热处理工艺进行调整,其抗拉强度由540MPa提高到552MPa,高温屈服强度由170MPa提高到平均250MPa,其力學性能水平与俄08X18H10T钢基本相当,几种材料的力学性能对比见表2。

表2 试验钢的拉伸性能

综上,从化学成分及力学性能对比分析,以及实际工程应用先例参考,初步认为核电用0Cr18Ni11Ti作为该核电站俄产不锈钢管道08X18H10T的国产化替代材料满足项目技术需求。

2 复合钢管道异种接头国产替代试件制备研究

采用国产材料制备的带堆焊层的复合钢,以及选取的国产核电用0Cr18Ni11Ti不锈钢平板试验件开展复合钢异种接头制备的焊接工艺试验,并对照俄相关标准,重点验证国产化替代制备的异种接头的各项性能指标;同时,通过与前阶段复合钢坡口堆焊层研究相关数据对比,分析衡量异种接头制备焊接对复合钢预堆边层的影响大小;并通过比较评价,实现国产材料的替代论证,并制备出与俄制异种接头性能相当的国产替代试件。

2.1 试验材料及试验方法

本文模拟核电站低压安注系统管道实际结构尺寸型式,设计了异种接头焊接试件,试件型式为板型试件,包括:带堆焊层的复合钢试件和不锈钢试件。采用机械加工法对前期制备合格的带堆焊层的复合钢以及国产核电0Cr18Ni11Ti不锈钢材料进行机加工,加工示意图见图2所示。

采用氩电联焊进行1G位置的焊接,焊材分别为直径Ф1.6的CB-04X19H11M3焊丝和Ф3.0的ЗA-400/10T焊条,焊材化学成分见表3所示。焊接过程中,将制备合格的带预堆边层的国产复合钢坡口试件与不锈钢坡口试件按要求组对装配,并按照下表4工艺参数实施焊接,焊道分布及焊缝尺寸要求见图3所示。

焊接过程中,根据坡口的深度与宽度确定焊道的层次与每层焊道数量,并注意层间清理,层间温度控制在100℃以下。针对预堆边侧坡口焊接时,在保证熔透的前提下尽量采用较小热输入、短弧施焊、缩短高温停留时间、减小冷却速度,避免形成焊接缺陷。

按照俄罗斯相关标准的规定,焊前对复合钢侧堆焊层坡口进行100%PT检测,焊接过程中对前3层焊道进行100%PT检测,焊接完成后进行100%PT、100%RT检测;无损检测完成后,采用光学显微镜对接头焊缝进行金相检验,并进行弯曲检验及拉伸性能检验,验证国产材料制备的替代试件是否满足技术指标要求。

完成上述必要检测项目后,根据试验研究需要,分析异种接头对接焊缝对预堆边层的影响。具体方法为:采用表面接触磁性法对邻近预堆边区域的铁素体含量进行测定,同时对该区域的硬度进行检测,然后与前期预堆边工艺研究积累的相关数据进行对比,衡量分析焊接制备工艺对复合钢侧堆焊层组织及性能的影响。

2.2 试验结果及分析

2.2.1 金相检验结果分析

在低倍显微镜下,可以清楚地看到异种接头焊缝组织呈现典型铸造组织形态,有明显的外延生长特性,焊缝中部晶粒方向几乎是平行的。焊缝金相组织是等轴的,沿原白色奥氏体柱状晶晶界上,分布着黑色高温铁素体,未见其它异常组织及缺陷,而且部分区域由于散热较快可见细小奥氏体晶粒,组织性能良好。见图4所示。

图4 异种接头焊缝熔合区形貌

同时,测得异种接头焊缝区的显微硬度值在220Hv~250Hv左右,属奥氏体不锈钢焊缝正常值范围;焊缝中心铁素体的含量测定值在11.2%~13.1%之间,略微偏离奥氏体不锈钢焊缝铁素体含量5%~12%的要求,存在δ相铁素体向σ相铁素体转化的倾向,有可能导致焊缝变脆的可能[3]。而复合钢堆焊层坡口侧熔合区附近铁素体含量测定值稍低,在7.9%~8.5%之间。分析认为,是由于保护堆焊层的铁素体含量在2%~8%之间,焊接过程焊缝金属受母材(保护堆焊层)稀释,两者之间发生Ni元素从保护堆焊层向焊缝的扩散,导致该熔合区域的铁素体含量有所降低,但是能满足奥氏体不锈钢焊缝铁素体含量5%~12%的要求,同时也能有效阻止S、P、Si等元素偏析和形成低熔点共晶物,保持较好的抗晶间腐蚀能力和抗裂能力。

2.2.2 弯曲试验结果分析

参照俄标的要求对焊接接头进行了面弯和侧弯试验。试件制备:垂直于焊接方向切取2件弯曲试样,面弯试样取样位置如图5所示,侧弯为全截面试样,试样规格均为:36mm×25mm×215mm。试验结果见表5所示,实物照片见图6所示。

表5 弯曲试验结果

上述试验结果显示,两件试件弯曲到检验角度均未出现裂纹或断裂现象,表明复合钢异种金属焊接接头质量较好,拥有良好的的塑性变形能力,工艺稳定可靠。同时,通过侧弯试验,也进一步补充验证了前阶段复合钢堆焊工艺得到的各堆焊层的力学性能满足技术要求。

2.2.3 拉伸试验结果分析

参照俄标的要求对焊接接头进行了横向室温拉伸试验。试件制备:垂直于焊接方向在同一截面上下各切取1件横截面拉伸试样,共2组4件,拉伸试样取样位置如图7所示,拉伸断裂实物图见图8所示。

图7 拉伸试件取样位置示意图

图8 复合钢异种金属接头拉伸试验断裂位置

图8中可见,复合钢异种接头的4件拉伸试样在20℃温度下拉伸实验的断裂位置均在0Cr18Ni11Ti不锈钢母材一侧离焊缝较远位置,形成不规则的断口形貌,且焊缝处有明显的颈缩现象发生,为韧性断裂。说明异种接头在室温下的焊接接头抗拉强度高于强度较低一侧母材(0Cr18Ni11Ti不锈钢母材)的强度下限,实际承受载荷在561MPa~575MPa之间。同时也表明,CB-04X19H11M3+ЗA-400/10T焊縫区力学性能优良,焊缝区铁素体高于12%的上限值并没有对接头的塑韧性造成太大影响。

2.3 对复合钢预堆边层的影响分析

由于复合钢堆焊层由多种材料组成,其成分不均一性及物理性能的差异对外界的影响较为敏感,容易在后续安装焊接时形成缺陷。本节试验即在完成异种接头焊接后,对如图9所示的复合钢预堆边区域进行硬度及铁素体含量测试,并与前期复合钢堆焊层相应研究数据进行对比,分析复合钢与不锈钢的对接焊是否对复合钢侧坡口堆焊层有影响以及影响程度大小。

图9 硬度及铁素体测试区域

1.合金钢母材;2.过渡堆焊层;3.保护堆焊层;4.隔离堆焊层

两组数据对比情况见表6和表7所示:

表6 硬度数据检测对比结果

表7 铁素体含量数据检测对比结果

综合两项数据对比发现,主要体现在以下两点差异:

1)硬度值差异:表6中发现,焊接完异种接头后,保护堆焊层和隔离堆焊层的显微组织硬度值均比焊接前高40Hv左右;

2)铁素体含量差异:表7中发现,焊接完异种接头后,堆焊层中保护层的铁素体含量由7%增加至10%。

经分析认为,保护堆焊层和隔离堆焊层的显微组织硬度增加是由于其作为异种接头焊缝的坡口母材,属于焊缝的热影响区范围,在焊缝高温熔池和母材散热不良的双重作用下,易出现晶粒粗大现象,从而导致硬度值增加,但是仍处在规定值的合理范围内;而保护堆焊层的铁素体含量的明显增加,与焊接熔融态时保护堆焊层中的Ni元素向焊缝中运动扩散有关,由于保护堆焊层中Ni元素的减少降低了合金元素对δ-铁素体的抑制作用,使铁素体的含量由7%增加至10%,其结果仍在规定范围值5%~12%之间,不影响保护堆焊层的组织性能。

3 结论

1)国产核电用0Cr18Ni11Ti不锈钢具有与某型核电站俄产不锈钢管道08X18H10T相当的成分、组织及性能;

2)通过焊接工艺试验及性能检验,验证了国产材料及工艺替代制备的异种接头满足俄罗斯标准各项技术指标的要求,其各项性能与俄制进口接头相当;

3)与堆焊层测试数据对比,异种接头的焊接制备对复合钢侧坡口堆焊层的组织和性能存在一定影响,但是均在合理范围内;

4)为后续补焊修复研究工作的顺利实施,以及实现核电站该类管道维修技术的国产化奠定了技术基础。

【参考文献】

[1]宋怡漾,王理,芦丽莉,潘晓冬,叶义海,王建.基于A5083/ER347钢的不锈钢堆焊层组织分析[J].电焊机,2016(4):22-26.

[2]芦丽莉,王理,宋怡漾,蒋永,马姝丽,郭祥.核级复合钢管件的替代试件制作[J].科技视界,2016(2):20-21.

[3]吴惕言,吴起白,RIQUIERY.铁素体——奥氏体双相不锈钢中σ相对高温力学性能的影响[J].金属学报,1993,29(2):33-38.

[责任编辑:田吉捷]

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