核岛主设备安全端焊接工艺应用研究

发布时间：2020-10-25 02:22

　　 随着国民经济的快速增长,导致了对电力需求的快速增长。目前市场上以火力发电为主。火力发电是以煤炭作为能源,是不可再生能源具有不可逆性。而核能发电作为新型的清洁能源,具有效率高、污染少的特点,已引起各国的兴趣。目前核电市场中,设计单位参与度较高、设计堆型多样、设计要求之前存在区别,因此研究核岛主设备的制造工艺是顺应市场发展趋势,提高核电装备制造业技术发展水平,提高市场竞争能力的必要措施。在压水堆核岛系统中主设备通过管道将不同的设备连接形成回路系统,存在许多核岛主设备接管与安全端的焊接接头。核电站运行经验和历史表明,接管安全端异种金属焊接接头是整个一次侧回路系统中的薄弱环节,这种关键接头的失效将会导致一回路放射性水介质的外泄,可能引起核反应堆压力容器失水及堆芯过热熔化的重大事故,对核电站安全运行和环境造成极大的影响。本论文首次集中研究二代改进型CPR1000和新一代(三代)AP1000、EPR压水堆核岛主设备安全端结构特点。系统开展RCC-M和ASME核电标准体系低合金钢、不锈钢和镍基合金材料的焊接性能及物理性能研究。针对不同类型安全端接头开展焊接工艺应用研究。对核岛主设备用低合金钢SA508Gr3Cl2、16MND5、18MND5开展焊接性分析,分别采用碳当量法和冷裂纹敏感系数的方法分析其冷裂纹敏感性;采用热裂纹敏感系数法分析其热裂纹敏感性;采用层状撕裂敏感指数法分析其层状撕裂敏感性。通过研究表明核岛主设备常用SA508Gr3 Cl2、16MND5、18MND5低合金钢中SA508Gr3 Cl2冷裂纹倾向及热裂纹倾向均最大而16MND5和18MND5冷裂纹倾向及热裂纹倾向相当;当合金中C、S、P、Si含量越大热裂纹敏感性越大,Mn含量越大热裂纹敏感性越小;SA508Gr3Cl2、16MND5、18MND5均存在一定程度的层状撕裂敏感性。对核岛主设备用不锈钢Z2CN18.12N2、SA182F316LN开展焊接性分析,分析其化学成分可以确定上述两种材料均是属于18-12型的奥氏体不锈钢。通常这类材料合金化程度较低,若含有少量的δFe(约5%左右)则可大大提高焊缝的抗热裂纹能力。通过将其化学成分折算成镍当量和铬当量的方法利用舍弗勒图(Schaeffler)和德龙(Delong)图分析其组织组成,通过研究表明Z2CN18.12N2、SA182F316LN均属于含有少量铁素体组织的奥氏体钢,均具有良好的抗热裂纹敏感性的能力。不锈钢发生晶间腐蚀的主要原因在于晶界的铬与碳元素结合形成碳化物沉淀析出,而导致沿晶周围的铬迅速降低到12.5%以下使其抗腐蚀能力下降。不锈钢产生晶间腐蚀的倾向与钢中含碳量有关,当碳的含量低于奥氏体钢在室温下的溶解度0.02%-0.03%时,就有可能避免产生晶间腐蚀。通过分析不锈钢材料的化学成分,可以发现核岛主设备采用的不锈钢材料均为超低碳的不锈钢材料,这就进一步降低了核电材料发生晶间腐蚀的可能性。核电用690镍基材料属于镍-铬-铁基耐蚀合金,此类合金凝固呈奥氏体,导致合金元素和杂质元素强烈偏析。这样的偏析会影响凝固开裂敏感性,并可促使在PWHT过程中脆化。这些合金也对HAZ和焊缝金属液化裂纹敏感,又是由于在HAZ中的晶界偏析及在再热的焊缝金属中残余凝固偏析所致。核岛主设备材料材料物理性方面存在差异,通过数据分析表面镍基合金和不锈钢比低合金钢线膨胀系数大、热导率小、熔点高、密度大。镍基合金和不锈钢与低合金钢相比较,强度偏低但是韧性提高。不论从化学成分还是物理性能还是力学性能方面,低合金钢和镍基合金、不锈钢之间都存在着较大的差异。根据三种安全端结构特点,分析和研究焊条电弧焊、埋弧自动焊和自动钨极氩弧焊对核岛主设备安全端焊接的适应性,对焊接工艺相关因素的分析方法、工艺特点、工艺流程等方面开展系统的分析研究。并开发了安全端隔离层自动钨极氩弧焊堆焊参数、安全端埋弧自动焊对接参数和自动钨极氩弧焊对接参数。通过安全端异种金属焊接模拟件试验,按照核电设计和制造标准开展化学成分分析、拉伸、弯曲、冲击等力学性能试验,晶间腐蚀试验及宏微观金相分析等一系列试验和研究。结果表明,三种焊接工艺得到的安全端接头化学成分及组织正常,力学性能满足核电运行设计要求。
【学位单位】：华南理工大学
【学位级别】：硕士
【学位年份】：2017
【中图分类】：TM623.4
【部分图文】：

华南理工大学工程硕士学位论文究核电设备的制造工艺是顺应市场发展趋势，提高核电装备制造业技术场竞争能力的必要措施。电发展概述能发电，这里指核裂变能发电，经历了两个阶段，即早期的原型核电厂大量建设并延续至今的商用核电厂阶段。从 21 世纪开始，进入了第三核电厂阶段[1]。在这三个阶段中，每种堆型的基本概念没有本质性的变为“代”，即一代、二代、三代。国际上广为关注的新一代核电厂，即第处于研究开发和概念设计的阶段，尚未达到工程批量建设的水平。图 1-能发电厂的发展进程[1]。

能力及载热能力都好，所以用水做慢化剂和冷却芯的功率密度大。因此体积相同时，轻水堆功他堆的体积小。这是轻水堆的主要优点，也是轻原因。系统由 2 部分构成：反应堆压力容器、主泵、稳压器、蒸汽发生器和：汽水分离再热器、循环冷却水系统、电气系统用的是二氧化铀陶瓷块，这样的铀芯块本身就起一道安全屏障。把这些小的铀块重叠在锆合金锆合金管也能防止放射性物质逸出，故构成第排列形成燃料元件。如果堆内燃料元件足够，即可壳内，壳内具有一定的压强。可把水加热到 330器内换热管，换热管中的水接收热量变成蒸汽进

CPR1000 的核岛部分每个机组由 3 个反应堆冷却剂环路组成，每个环路有一台蒸汽发生器，一台稳压器。即一个机组由一台反应堆压力容器，三台蒸汽发生器，三台稳压器组成。如图 1-3 所示。图 1-3 CPR1000 堆型示意图[1]由图 1-3 中可以看出，反应堆压力容器，蒸汽发生器，稳压器之间都是通过管道进行连接。反应堆压力容器与环路连接口位于容器接管筒体上分布的 6 个进出水接管。反应堆压力容器接管筒体材质为：16MND5，按照 RCC-M M2114；安全端材质为：Z2CND18-12，按照 RCC-M M3301。蒸汽发生器同样位于核岛安全壳内，分别同 3 套汽轮机系统相连接，蒸汽发生器属于安全核一级设备。蒸汽发生器是压水堆核电厂一回路，二回路的枢纽，它将反应堆产生的热量通过热交换传递给蒸汽发生器二次侧，产生蒸汽对汽轮机做功。蒸汽发生器又
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本文编号：2855312