汪丽丽， 王培培， 杨巨文

(上海电气核电设备有限公司， 上海 201306))

反应堆压力容器、蒸汽发生器等核岛主设备需要在高温高压下长期运行，为防止高温含硼水对容器的腐蚀，与一回路冷却剂接触的容器低合金钢表面均要求堆焊超低碳奥氏体不锈钢堆焊层，以控制容器内壁的腐蚀速率低于10 mg/(cm2·月)，其中309L焊接材料用于首层堆焊。根据ASME NB卷要求，焊材验收采用熔敷金属方式验收，当产品焊缝/堆焊层要经历焊后热处理时，在焊材验收时也需要在焊后热处理状态下进行试验，焊后热处理的保温时间至少应为生产中焊缝金属的最长焊后热处理保温时间的80%。

在国内引进消化吸收的三代非能动压水堆核电站的设计中，核岛主设备的最长焊后热处理保温时间要求为40 h，相比二代和二代加核电站明显提高。因此，笔者依托三代非能动压水堆核电技术要求，选取了3种进口牌号的不锈钢焊带EQ309L及埋弧焊剂，进行试板焊接，并对其在不同焊后热处理状态下的力学性能进行测试。

1 试验方案

1.1 试验项目

试验项目为：(1)熔敷金属化学成分分析按ASTM A751标准执行，取自第9层堆焊层的表面；(2)熔敷金属铁素体含量是对上一步得到的化学元素按WRC-1992图进行计算；(3)熔敷金属室温拉伸试验按AWS B 4.0M标准执行，试样中心位置位于堆焊层1/2厚度位置处，试样直径为12.5 mm，标距长度为50 mm；(4)微观金相按ASTM E3-01制备，按ASTM E407-99进行检验。

1.2 材料

试验采用3种进口牌号的不锈钢焊带EQ309L(60 mm×0.5 mm)，牌号区分为A、B、C，相应牌号的焊带试样号区分为A-1、B-1、C-1，其化学成分见表1。……