俄制核電復(fù)合鋼管道異種接頭焊縫國產(chǎn)化替代論證及制備試驗研究

潘曉冬　宋怡漾　羅緒珍　蔣永　葉義?！￠愇南?/p>

【摘 要】本文針對核電管道維修技術(shù)的國產(chǎn)化需求，開展了俄制復(fù)合鋼管道異種接頭的材料國產(chǎn)化替代論證，篩選出與俄產(chǎn)08X18H10T不銹鋼的成分、組織及性能相近的國產(chǎn)核電用0Cr18Ni11Ti不銹鋼，并采用替代材料進(jìn)行了異種接頭焊縫的焊接工藝試驗及驗證研究工作。研究表明，國產(chǎn)材料及工藝替代制備的異種接頭的質(zhì)量滿足俄羅斯標(biāo)準(zhǔn)各項技術(shù)指標(biāo)的要求，其各項性能與俄制進(jìn)口接頭相當(dāng)；與堆焊層測試數(shù)據(jù)對比，異種接頭的焊接制備過程對復(fù)合鋼側(cè)坡口堆焊層的鐵素體及硬度值造成一定影響，但是均在合理范圍內(nèi)。該項工作為后續(xù)補焊修復(fù)研究工作的順利實施，以及實現(xiàn)核電站該類管道維修技術(shù)的國產(chǎn)化具備指導(dǎo)作用和參考意義。

【關(guān)鍵詞】復(fù)合鋼管道；異種接頭；國產(chǎn)化；核電

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，F(xiàn)or 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

國內(nèi)某核電站核島一回路系統(tǒng)中涉及的大量復(fù)合管道焊縫的設(shè)計、制造及安裝均自俄羅斯進(jìn)口，其制造安裝過程是由俄羅斯工廠對復(fù)合鋼管道進(jìn)行坡口堆焊預(yù)制，再將預(yù)制合格的復(fù)合鋼管道運至核電站建設(shè)現(xiàn)場進(jìn)行復(fù)合鋼管道與不銹鋼管道異種焊縫的安裝焊接（見圖1）。其制造工序繁瑣，結(jié)構(gòu)組成復(fù)雜，在高溫高壓和交變載荷的運行工況下，焊接接頭受應(yīng)力集中、疲勞、腐蝕等因素影響，易在焊縫及熱影響區(qū)產(chǎn)生危害性較大的開裂缺陷。由于國外技術(shù)壟斷，目前針對該類故障的補焊修復(fù)處理只能依賴原廠進(jìn)口，運行維護(hù)成本投入巨大，不利于電站運營。因此，核電站方面對該類管道維修技術(shù)的國產(chǎn)化需求較為迫切。

管道維修技術(shù)國產(chǎn)化研究的補焊修復(fù)工藝試驗必須在完整的焊接接頭上進(jìn)行，因此，進(jìn)行補焊修復(fù)的重要前提是采用國產(chǎn)替代材料及工藝制造出完整的復(fù)合鋼管道異種接頭。涉及兩項工作內(nèi)容：1）帶堆焊層（隔離層/過渡層/保護(hù)層）的復(fù)合鋼試件制備2）異種金屬對接焊縫接頭制備。其中，帶堆焊層的復(fù)合鋼試件制備國產(chǎn)化工作已取得一定成果[1]，需進(jìn)而開展異種金屬對接焊縫接頭制備研究工作。

針對上述問題，本文著眼于第2項研究內(nèi)容，開展了俄制復(fù)合鋼管道異種接頭的材料的國產(chǎn)化替代論證，并采用替代材料進(jìn)行了異種接頭焊縫的焊接工藝試驗及驗證研究工作，為進(jìn)一步實現(xiàn)補焊修復(fù)技術(shù)的國產(chǎn)化奠定了技術(shù)基礎(chǔ)。

1 俄產(chǎn)不銹鋼08X18H10T材料的替代選擇

已有研究開展了俄進(jìn)口復(fù)合鋼的國產(chǎn)替代論證工作，并制備出帶坡口堆焊層的國產(chǎn)替代試件[1-2]。但是在本文研究的復(fù)合鋼管道異種接頭制備中，缺少焊縫接頭另一側(cè)母材即俄進(jìn)口不銹鋼管道的替代材料，需根據(jù)其化學(xué)成分及性能數(shù)據(jù)，在國內(nèi)進(jìn)行同組別或同類別材料中調(diào)研及篩選出相當(dāng)?shù)牟牧稀?

核島部分俄羅斯原設(shè)計的設(shè)備和管道用不銹鋼材料主要為08X18H10T鋼，屬于含鈦的奧氏體不銹鋼，相當(dāng)于美國ASME標(biāo)準(zhǔn)的TP321鋼以及法國RCCM標(biāo)準(zhǔn)的Z8CN18-11鋼。為了便于國內(nèi)采購，可考慮選用與美標(biāo)TP321鋼類似的國產(chǎn)0Cr18Ni9Ti或0Cr18Ni11Ti作為替代分析對象。但根據(jù)設(shè)計要求，替代材料應(yīng)除滿足ASME第2卷的要求之外，還應(yīng)滿足第3卷第1冊ND分卷中3級部件的規(guī)定，同時結(jié)合俄羅斯標(biāo)準(zhǔn)的規(guī)定，國產(chǎn)替代材料除滿足ASME設(shè)計規(guī)范外，同時力學(xué)性能也要達(dá)到08X18H10T鋼的規(guī)定要求。

1.1 從化學(xué)成分含量對比分析

從化學(xué)成分來看，標(biāo)準(zhǔn)中俄08X18H10T鋼與TP321、0Cr18Ni9Ti或0Cr18Ni11Ti在化學(xué)成分上差異不大，均為含穩(wěn)定化元素鈦的奧氏體不銹鋼，且均對合金元素C、Ni、Cr、Ti等的規(guī)定差別不大，對有害元素S、P的控制上俄產(chǎn)08X18H10T鋼更為嚴(yán)格。相對而言，0Cr18Ni11Ti相比0Cr18Ni9Ti與俄產(chǎn)材料的成為更為接近，幾種材料化學(xué)成分見表1。

1.2 從力學(xué)性能對比分析

在力學(xué)性能方面，與ASME標(biāo)準(zhǔn)TP321相比，俄08X18H10T鋼對室溫抗拉強度及350℃高溫條件下的高溫屈服強度要求比較苛刻，一般工業(yè)用TP321、0Cr18Ni9Ti或0Cr18Ni11很難達(dá)到要求。通過調(diào)研，目前國內(nèi)CNP1000堆型部分核電用傳統(tǒng)0Cr18Ni11Ti鋼通過對其化學(xué)成分、制造工藝及熱處理工藝進(jìn)行調(diào)整，其抗拉強度由540MPa提高到552MPa，高溫屈服強度由170MPa提高到平均250MPa，其力學(xué)性能水平與俄08X18H10T鋼基本相當(dāng)，幾種材料的力學(xué)性能對比見表2。

表2 試驗鋼的拉伸性能

綜上，從化學(xué)成分及力學(xué)性能對比分析，以及實際工程應(yīng)用先例參考，初步認(rèn)為核電用0Cr18Ni11Ti作為該核電站俄產(chǎn)不銹鋼管道08X18H10T的國產(chǎn)化替代材料滿足項目技術(shù)需求。

2 復(fù)合鋼管道異種接頭國產(chǎn)替代試件制備研究

采用國產(chǎn)材料制備的帶堆焊層的復(fù)合鋼，以及選取的國產(chǎn)核電用0Cr18Ni11Ti不銹鋼平板試驗件開展復(fù)合鋼異種接頭制備的焊接工藝試驗，并對照俄相關(guān)標(biāo)準(zhǔn)，重點驗證國產(chǎn)化替代制備的異種接頭的各項性能指標(biāo)；同時，通過與前階段復(fù)合鋼坡口堆焊層研究相關(guān)數(shù)據(jù)對比，分析衡量異種接頭制備焊接對復(fù)合鋼預(yù)堆邊層的影響大??；并通過比較評價，實現(xiàn)國產(chǎn)材料的替代論證，并制備出與俄制異種接頭性能相當(dāng)?shù)膰a(chǎn)替代試件。

2.1 試驗材料及試驗方法

本文模擬核電站低壓安注系統(tǒng)管道實際結(jié)構(gòu)尺寸型式，設(shè)計了異種接頭焊接試件，試件型式為板型試件，包括：帶堆焊層的復(fù)合鋼試件和不銹鋼試件。采用機械加工法對前期制備合格的帶堆焊層的復(fù)合鋼以及國產(chǎn)核電0Cr18Ni11Ti不銹鋼材料進(jìn)行機加工，加工示意圖見圖2所示。

采用氬電聯(lián)焊進(jìn)行1G位置的焊接，焊材分別為直徑Ф1.6的CB-04X19H11M3焊絲和Ф3.0的ЗA-400/10T焊條，焊材化學(xué)成分見表3所示。焊接過程中，將制備合格的帶預(yù)堆邊層的國產(chǎn)復(fù)合鋼坡口試件與不銹鋼坡口試件按要求組對裝配，并按照下表4工藝參數(shù)實施焊接，焊道分布及焊縫尺寸要求見圖3所示。

焊接過程中，根據(jù)坡口的深度與寬度確定焊道的層次與每層焊道數(shù)量，并注意層間清理，層間溫度控制在100℃以下。針對預(yù)堆邊側(cè)坡口焊接時，在保證熔透的前提下盡量采用較小熱輸入、短弧施焊、縮短高溫停留時間、減小冷卻速度，避免形成焊接缺陷。

按照俄羅斯相關(guān)標(biāo)準(zhǔn)的規(guī)定，焊前對復(fù)合鋼側(cè)堆焊層坡口進(jìn)行100%PT檢測，焊接過程中對前3層焊道進(jìn)行100%PT檢測，焊接完成后進(jìn)行100%PT、100%RT檢測；無損檢測完成后，采用光學(xué)顯微鏡對接頭焊縫進(jìn)行金相檢驗，并進(jìn)行彎曲檢驗及拉伸性能檢驗，驗證國產(chǎn)材料制備的替代試件是否滿足技術(shù)指標(biāo)要求。

完成上述必要檢測項目后，根據(jù)試驗研究需要，分析異種接頭對接焊縫對預(yù)堆邊層的影響。具體方法為：采用表面接觸磁性法對鄰近預(yù)堆邊區(qū)域的鐵素體含量進(jìn)行測定，同時對該區(qū)域的硬度進(jìn)行檢測，然后與前期預(yù)堆邊工藝研究積累的相關(guān)數(shù)據(jù)進(jìn)行對比，衡量分析焊接制備工藝對復(fù)合鋼側(cè)堆焊層組織及性能的影響。

2.2 試驗結(jié)果及分析

2.2.1 金相檢驗結(jié)果分析

在低倍顯微鏡下，可以清楚地看到異種接頭焊縫組織呈現(xiàn)典型鑄造組織形態(tài)，有明顯的外延生長特性，焊縫中部晶粒方向幾乎是平行的。焊縫金相組織是等軸的，沿原白色奧氏體柱狀晶晶界上，分布著黑色高溫鐵素體，未見其它異常組織及缺陷，而且部分區(qū)域由于散熱較快可見細(xì)小奧氏體晶粒，組織性能良好。見圖4所示。

圖4 異種接頭焊縫熔合區(qū)形貌

同時，測得異種接頭焊縫區(qū)的顯微硬度值在220Hv～250Hv左右，屬奧氏體不銹鋼焊縫正常值范圍；焊縫中心鐵素體的含量測定值在11.2%～13.1%之間，略微偏離奧氏體不銹鋼焊縫鐵素體含量5%～12%的要求，存在δ相鐵素體向σ相鐵素體轉(zhuǎn)化的傾向，有可能導(dǎo)致焊縫變脆的可能[3]。而復(fù)合鋼堆焊層坡口側(cè)熔合區(qū)附近鐵素體含量測定值稍低，在7.9%～8.5%之間。分析認(rèn)為，是由于保護(hù)堆焊層的鐵素體含量在2%～8%之間，焊接過程焊縫金屬受母材（保護(hù)堆焊層）稀釋，兩者之間發(fā)生Ni元素從保護(hù)堆焊層向焊縫的擴散，導(dǎo)致該熔合區(qū)域的鐵素體含量有所降低，但是能滿足奧氏體不銹鋼焊縫鐵素體含量5%～12%的要求，同時也能有效阻止S、P、Si等元素偏析和形成低熔點共晶物，保持較好的抗晶間腐蝕能力和抗裂能力。

2.2.2 彎曲試驗結(jié)果分析

參照俄標(biāo)的要求對焊接接頭進(jìn)行了面彎和側(cè)彎試驗。試件制備：垂直于焊接方向切取2件彎曲試樣，面彎試樣取樣位置如圖5所示，側(cè)彎為全截面試樣，試樣規(guī)格均為：36mm×25mm×215mm。試驗結(jié)果見表5所示，實物照片見圖6所示。

表5 彎曲試驗結(jié)果

上述試驗結(jié)果顯示，兩件試件彎曲到檢驗角度均未出現(xiàn)裂紋或斷裂現(xiàn)象，表明復(fù)合鋼異種金屬焊接接頭質(zhì)量較好，擁有良好的的塑性變形能力，工藝穩(wěn)定可靠。同時，通過側(cè)彎試驗，也進(jìn)一步補充驗證了前階段復(fù)合鋼堆焊工藝得到的各堆焊層的力學(xué)性能滿足技術(shù)要求。

2.2.3 拉伸試驗結(jié)果分析

參照俄標(biāo)的要求對焊接接頭進(jìn)行了橫向室溫拉伸試驗。試件制備：垂直于焊接方向在同一截面上下各切取1件橫截面拉伸試樣，共2組4件，拉伸試樣取樣位置如圖7所示，拉伸斷裂實物圖見圖8所示。

圖7 拉伸試件取樣位置示意圖

圖8 復(fù)合鋼異種金屬接頭拉伸試驗斷裂位置

圖8中可見，復(fù)合鋼異種接頭的4件拉伸試樣在20℃溫度下拉伸實驗的斷裂位置均在0Cr18Ni11Ti不銹鋼母材一側(cè)離焊縫較遠(yuǎn)位置，形成不規(guī)則的斷口形貌，且焊縫處有明顯的頸縮現(xiàn)象發(fā)生，為韌性斷裂。說明異種接頭在室溫下的焊接接頭抗拉強度高于強度較低一側(cè)母材（0Cr18Ni11Ti不銹鋼母材）的強度下限，實際承受載荷在561MPa～575MPa之間。同時也表明，CB-04X19H11M3+ЗA-400/10T焊縫區(qū)力學(xué)性能優(yōu)良，焊縫區(qū)鐵素體高于12%的上限值并沒有對接頭的塑韌性造成太大影響。

2.3 對復(fù)合鋼預(yù)堆邊層的影響分析

由于復(fù)合鋼堆焊層由多種材料組成，其成分不均一性及物理性能的差異對外界的影響較為敏感，容易在后續(xù)安裝焊接時形成缺陷。本節(jié)試驗即在完成異種接頭焊接后，對如圖9所示的復(fù)合鋼預(yù)堆邊區(qū)域進(jìn)行硬度及鐵素體含量測試，并與前期復(fù)合鋼堆焊層相應(yīng)研究數(shù)據(jù)進(jìn)行對比，分析復(fù)合鋼與不銹鋼的對接焊是否對復(fù)合鋼側(cè)坡口堆焊層有影響以及影響程度大小。

圖9 硬度及鐵素體測試區(qū)域

1.合金鋼母材；2.過渡堆焊層；3.保護(hù)堆焊層；4.隔離堆焊層

兩組數(shù)據(jù)對比情況見表6和表7所示：

表6 硬度數(shù)據(jù)檢測對比結(jié)果

表7 鐵素體含量數(shù)據(jù)檢測對比結(jié)果

綜合兩項數(shù)據(jù)對比發(fā)現(xiàn)，主要體現(xiàn)在以下兩點差異：

1）硬度值差異：表6中發(fā)現(xiàn)，焊接完異種接頭后，保護(hù)堆焊層和隔離堆焊層的顯微組織硬度值均比焊接前高40Hv左右；

2）鐵素體含量差異：表7中發(fā)現(xiàn)，焊接完異種接頭后，堆焊層中保護(hù)層的鐵素體含量由7%增加至10%。

經(jīng)分析認(rèn)為，保護(hù)堆焊層和隔離堆焊層的顯微組織硬度增加是由于其作為異種接頭焊縫的坡口母材，屬于焊縫的熱影響區(qū)范圍，在焊縫高溫熔池和母材散熱不良的雙重作用下，易出現(xiàn)晶粒粗大現(xiàn)象，從而導(dǎo)致硬度值增加，但是仍處在規(guī)定值的合理范圍內(nèi)；而保護(hù)堆焊層的鐵素體含量的明顯增加，與焊接熔融態(tài)時保護(hù)堆焊層中的Ni元素向焊縫中運動擴散有關(guān)，由于保護(hù)堆焊層中Ni元素的減少降低了合金元素對δ-鐵素體的抑制作用，使鐵素體的含量由7%增加至10%，其結(jié)果仍在規(guī)定范圍值5%～12%之間，不影響保護(hù)堆焊層的組織性能。

3 結(jié)論

1）國產(chǎn)核電用0Cr18Ni11Ti不銹鋼具有與某型核電站俄產(chǎn)不銹鋼管道08X18H10T相當(dāng)?shù)某煞?、組織及性能；

2）通過焊接工藝試驗及性能檢驗，驗證了國產(chǎn)材料及工藝替代制備的異種接頭滿足俄羅斯標(biāo)準(zhǔn)各項技術(shù)指標(biāo)的要求，其各項性能與俄制進(jìn)口接頭相當(dāng)；

3）與堆焊層測試數(shù)據(jù)對比，異種接頭的焊接制備對復(fù)合鋼側(cè)坡口堆焊層的組織和性能存在一定影響，但是均在合理范圍內(nèi)；

4）為后續(xù)補焊修復(fù)研究工作的順利實施，以及實現(xiàn)核電站該類管道維修技術(shù)的國產(chǎn)化奠定了技術(shù)基礎(chǔ)。

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[責(zé)任編輯：田吉捷]