核压力容器密封结构修复方案.pdf

2024年 第1期（总217期）CFHI设备维护与改造一重技术1.中核核电运行管理有限公司高级工程师，浙江嘉兴314300；2.中国核动力研究设计院工程师，四川成都610200；3.中国核动力研究设计院高级工程师，四川成都61020010.3969/j.issn.1673-3355.2024.01.019核压力容器密封结构修复方案彭峰1，范伟丰1，孟维民1，柏忠炼2，叶义海3摘要：结合M310压水堆核电站压力容器结构尺寸、特征材料和设计标准，分析不同类型缺陷的修复方案，修复技术的风险及措施，为修复技术研发及工程应用提供技术保障，也为其他核反应堆特种维修研发项目提供借鉴和参考。关键词：核电；压力容器；密封结构；修复中图分类号：TL351+.6文献标识码：B文章编号：1673-3355（2024）01-0019-03Repair Scheme of Sealing Structure of Nuclear Pressure VesselPeng Feng,Fan Weifeng,Meng Weimin,Bai Zhonglian,Ye YihaiAbstract:According to the structural dimension,characteristic material and design standard of the pressure vessel of M310pressurized water reactor nuclear power plant,this paper analyzes the repair schemes of different types of defects,as well asrisks and measures of the repair methods,so as to provide technical support for research and development of repairtechnology and relative engineering application,and also to give reference for the research and development of technologiesof special repair works of other nuclear reactors.Key words:Nuclear power;pressure vessel;sealing structure;repairM310压水堆核电站压力容器密封结构由顶盖密封环槽和筒体法兰密封面组成，基体材料为低合金钢16MND5，表层材料为309L+308L不锈钢堆焊层1。在役压力容器密封结构在高温、高压，一回路热冲击和机械冲击下可能出现不同形式的缺陷（见表1）。随着核反应堆运行时间的增长，密封结构缺陷会呈区域扩展、数量增多的趋势，影响核反应堆的密封性及承压边界的完整性。本文针对压力容器密封结构的耐蚀层缺陷、过渡层缺陷和基体母材缺陷修复需求，以M310压水堆核电站压力容器为研究对象，在综合分析结构尺寸、特征材料和设计标准等的基础上，设计密封结构不同类型缺陷的修复方案，并对修复方案的可行性进行分析论证。1修复方案设计设计修复方案针对不同类型的缺陷，制定合理、可行的修复工艺，以确保修复后压力容器密封结构满足设计要求。设计原则主要包括以下三个方面：（1）由于压力容器密封结构I、II、III类缺陷表1在役压水堆核电站压力容器密封结构典型缺陷序号IIIIII缺陷类型分类耐蚀层缺陷过渡层缺陷基体母材缺陷缺陷特点缺陷去除后的坡口深度限于耐蚀层，焊接产生的热影响区不影响基体母材。缺陷去除后的坡口深度达到过渡层，焊接产生的热影响区可能影响基体母材。缺陷去除后的坡口深度已达到基体母材，只考虑RCC-M标准规定的母材焊接修复深度范围。62CFHI2024年 第1期（总217期）设备维护与改造CFHI TECHNOLOGY所处深度位置不同，即缺陷去除后坡口底部与基体低合金钢的距离不同（见图1）。针对不同类型缺陷需根据缺陷去除后的坡口深度和焊接工艺等要素，选择是否采用室温回火焊道技术进行修复（见图2）。当缺陷去除后坡口较深时，低合金钢一侧可能存在焊后热影响区组织劣化问题，鉴于现场难以热处理，应采用自动回火焊道修复，并对热输入率、焊道搭接宽度等重要参数精准控制。当缺陷去除后坡口深度较浅时，可以选择自动焊或手工焊修复。（2）压力容器密封结构修复范围为2 9254 498 mm，厚度48 mm。局部小范围可以选择手工焊或自动焊，大范围或整圈修复应采用自动焊。根据RCC-M标准及工程实践经验，确定密封结构局部范围长度500 mm。（3）根据密封结构不锈钢堆焊层材料和结构，（a）坡口底部位于308L层（b）坡口底部位于309L层（c）坡口底部位于基体母材图1缺陷去除后坡口深度当缺陷去除后，坡口位于309L过渡层时，由于坡口底部距基体母材很近，焊接热影响区可能位于低合金钢一侧。同时，坡口越深，对焊缝质量、过程控制、现场实施可靠性要求越高。针对坡口深度位于309L过渡层的情况，拟采用机加工方式将坡口加工到母材基体处，按照III类缺陷进行回火焊道修复。2修复方案可行性分析主要从修复标准规范要求、修复工艺技术指标要求及修复完整性和安全性评价三个方面开展核电站压力容器密封结构修复方案可行性分析。2.1在役焊接修复标准要求分析（1）RCC-M标准分析RCC-M S7000 对压力容器制造提出要求，其中 S7600是对补焊的要求。依据 RSE-M 的相关要求，压力容器密封结构缺陷的焊接修复可参考RCC-M S7000相关要求。RSE-M第2卷附录8.1纠正性维修方法中对堆焊层的修复做出规定，奥氏体-铁素体不锈钢堆焊返修所用填充金属应为奥氏体-铁素体不锈钢与镍基合金。镍基堆焊的填充金属应为镍基合金。同时对补焊的工艺评定、工艺要求及返修焊检查提出相应要求。（2）工程实践经验不锈钢堆焊层补焊通常采用 GTAW 焊或手工电弧焊。补焊时，其厚度热影响区的影响范围 2mm左右。工程实践的补焊分为两种情况：第一，缺陷位于堆焊层内距母材熔合线02 mm时（不含2 mm），清除缺陷坡口至母材熔合线下 2 mm，预热待补焊区域，补焊 1 层 ER309L 不锈钢过渡层，后热 ER309L 过渡层，再对剩余部分补焊 ER308L不锈钢耐蚀层；第二，缺陷位于堆焊层内，清除缺陷后堆焊层表面距母材熔合线2 mm时，直接补焊ER308L耐蚀层（见图3）。2.2修复技术指标要求M310压水堆核电站压力容器密封结构修复需满足RCC-M第7册S篇、RSE-M第2卷附录8.1技图2修复方案设计坡口深度位于基体母材层坡口深度位于309L层坡口深度不超过308L层修复方式选择修复方案设计在役检查结果缺陷去除与待坡口加工不超过500 mm范围缺陷定位（I、II、III）缺陷范围（局部、大范围）自动焊手工焊自动回火焊坡口机加到切入母材2 mmY坡口深度位于309L层N632024年 第1期（总217期）CFHI设备维护与改造一重技术术要求：（1）待堆焊表面验收指标按照RCC-M第7册S7362的1级焊缝目视检查要求，完工焊缝验收指标按照RCC-M第7册S7460的1级焊缝目视检查要求。（2）待堆焊表面验收指标按照RCC-M第7册S7363渗透检验要求；完工焊缝验收指标按照2000版RCC-M第7册S7714.1渗透检验要求。（3）堆焊层缺陷评定验收按照RCC-M第6册MC篇MC2741要求并满足相应合格指标。（4）金相检验满足RCC-M第7册S篇SI400要求。（5）弯曲试验合格指标按照RCC-M第6册MC篇MC1264和第7册S篇SI200规定执行。（6）冲击韧性检验按照 RCC-M 第 7 册 S 篇SI320，试验温度-20，验收指标为最小平均值40 J，单个最小值28 J。（7）化 学 分 析 按 照 RCC-M 第 6 册 MC 篇MC1350和第7册S篇S3634要求执行。（8）晶间腐蚀验收按照 RCC-M 第 6 册 MC 篇MC1310和第7册S篇SI600执行。（9）铁素体含量测定按照RCC-M第7册S篇S3634，堆焊层铁素体含量按照Delong图确定的结果应在512 FN之间。（10）显微硬度检验参照RCC-M第6册MC篇MC1283和第7册S篇SI500执行，低合金钢热影响区显微硬度不超过380 HV，其他区域提供实测值。2.3完整性分析评价结合 M310 压水堆核电站压力容器制造过程中，密封结构及内表面不锈钢堆焊层缺陷处理经验。对于 I 类缺陷，缺陷去除加工坡口未伤及母材，不需要进行力学分析评价。而II、III类缺陷若缺陷去除加工坡口伤及母材则需进行力学分析评价。为缩短分析周期，在设计阶段力学分析结果基础上，采用不符合项力学分析的保守工程方法，充分考虑不符合项所产生的各种不利因素。分析包括RCC-M标准中规定的所有工况下的应力分析内容，评定结构存在缺陷下的薄膜应力强度、薄膜加弯曲应力强度、一次应力加二次应力幅值和疲劳使用系数等2：（1）应力分析根据RCC-M核I级设备力学分析评价准则，对缺陷位置开展应力强度计算评价，计算各个工况下薄膜应力强度及薄膜加弯曲应力强度，并根据规范给定的应力限值进行评价。（2）疲劳分析根据RCC-M核I级设备力学分析评价准则，对缺陷位置开展疲劳计算评价，计算第二类工况下疲劳使用系数及一次加二次应力强度变化幅值，并根据规范给定的限值进行评价。笔者给出M310百万千瓦核电机组压力容器筒体法兰评定截面（见图4），选取评定截面的原则为尽量使评定截面位于应力最大位置，根据原应力分析报告，密封面附近应力最大位置位于截面18，该截面可以包络密封面处的应力结果。力学图3密封结构补焊策略图4M310百万千瓦核电机组压力容器筒体法兰评定截面（下转第42页）642024年 第1期（总217期）CFHI热加工一重技术3实际应用笔者将装有挠性控制组件的三梁四柱结构机架滑动梁应用于某全位置焊缝TIG组焊，机架悬臂固定在产品组件上，通过滑动梁运动调整焊枪位置，焊接中机架稳定，确保焊接过程的稳定进行，保证焊接质量。4结语（1）通过结构设计、数值模拟分析，最终确定以具有挠性控制组件的三梁四柱结构作为最终优选结构。（2）该机架具有良好的刚性及挠性控制功能，焊接机头工作时处于水平位置，满足焊接技术要求。（3）具有挠性控制组件的三梁四柱结构机架携带全位置焊接机头已经成功应用于实际产品组焊，满足焊接技术要求。参考文献 1 陆博福.石化设备焊接悬臂操作机的技术改造J.石油和化工设备,2017,20(5):5.DOI:CNKI:SUN:HSFF.0.2017-05-017.2 廖智.关于悬臂式纵向行走行车梁焊接变形及误差矫正J.建筑 工 程 技 术 与 设 计,2016(16).DOI:10.3969/j.issn.2095-6630.2016.16.329.3 张超.起重设备中大型悬臂式钢箱梁的焊接制作工艺分析J.环球市场,2017(10):1.收稿日期：2023-10-11（a）应力分析（b）变形分析图10在挠度控制组件作用下三梁四柱结构受力分析及变形分析（上接第64页）分析和缺陷分析结果表明，在假设反应堆压力容器密封面含缺陷，母材挖去3 mm凹坑，用堆焊材料填补后，反应堆压力容器密封结构仍满足RCC-M标准规范对力学的要求。3修复技术风险分析及措施M310压水堆核电站压力容器密封结构由顶盖密封环槽和简体法兰密封面两部分组成，其中顶盖密封结构为复杂的双道凹槽结构，根据缺陷深度分为耐腐层缺陷、过渡层缺陷和基体母材缺陷。修复中存在狭小空间异种金属回火组织调控、堆焊层体积检验等技术难题，拟从狭小空间异种金属回火焊接、堆焊层体积检验方法研究两个方面采取措施。（1）开展异种金属自动回火焊接工艺研究，考虑焊接热输入、搭接率等因素，在局部11模拟件上开展试验验证，解决在狭小空间修复深度缺陷过程中，低合金钢基体母材侧焊接热影响区的回火难题。（2）开展压力容器密封结构焊缝体积检测方法理论分析，找出适合的检测方法。以结构计算的堆焊结构尺寸和基础工艺试验获得的焊接工艺参数为输入，制备 11结构模拟件开展验证试验，最终获得较为理想的密料结构焊缝体积检测方法。4结语经过设计论证，本文核电站压力容器密封结构修复方案为修复技术研发及工程应用提供技术保障，提升我国核电厂反应堆特种维修的技术水平，也为其他项目提供借鉴和参考。参考文献 1 三菱重工.1#机组反应堆压力容器完工报告Z.浙江：核电秦山联营有限公司，1999 2 中国核动力研究设计院.核反应堆压力容器密封结构焊接维修技术研发项目实施方案Z.浙江：中核核电运行管理有限公司，2023收稿日期：2023-10-1242