核电站复合钢管道维修焊缝的断裂性能研究

为验证不同体系焊材(美标和俄标)对典型核电站复合钢管道维修焊缝的断裂性能的影响,采用成熟的焊接工艺、不同体系焊材制备复合钢管道维修试样,并分别对其熔敷区和热影响区进行断裂性能测试。结果表明,美标焊材修复焊缝的熔敷区的抗断裂性能明显高于俄标焊材;两种体系焊材修复焊缝的热影响区的抗断裂性能相近;俄标焊材修复焊缝的热影响区的抗断裂性能明显高于熔敷区;从趋势上判别,随着裂纹扩展量的增大,美标焊材修复焊缝的热影响区的J阻力曲线明显高于熔敷区,美标焊材修复焊缝的熔敷区和热影响区的条件起裂韧度相差不大。

基于A508/ER347钢的不锈钢堆焊层组织分析

选取三种不同化学成分的不锈钢焊材,在带有不锈钢覆层的合金钢上,采用手工氩弧堆焊工艺依次进行三种不锈钢堆焊层的堆焊试验。采用光学显微镜、铁素体测试仪及显微硬度计对三种堆焊层分别进行组织检查、铁素体检测以及硬度测试,结果表明,缺陷发生风险最大的堆焊层区域的组织、硬度及铁素体含量正常;采用高Ni不锈钢焊材焊接的堆焊层的组织形貌、显微硬度及能谱分析结果均支持熔合区存在部分马氏体转变或一定量的碳化物,且焊层间出现了再热裂纹;采用奥氏体不锈钢焊材堆焊的堆焊层的宏微观组织、显微硬度及铁素体含量均正常。总结了堆焊工艺的关键控制要点。对核电设备维修中类似组合材料的堆焊工艺应用具有指导作用及参考意义。

核级复合钢管道预堆边堆焊工艺优化及试验研究

从堆焊层的金相检验与组织分析、热处理工艺试验、堆焊层渗透检验（penetration test,PT）缺陷分析与控制三个方面开展核级复合钢管道预堆边堆焊工艺的优化及试验研究。首先,分别对预堆边隔离层、过渡层及保护层进行了宏微观缺陷与金相组织检查,重点掌握了复合钢各堆焊层的焊接性,并总结出了堆焊工艺的控制要点;然后,通过开展热处理工艺试验,使低合金钢母材侧过渡层热影响区（HAZ）获得了预期的回火索氏体组织,且过渡层各区的硬度值均理想。最后,针对加工后过渡层出现的PT缺陷开展分析与控制研究,确定了PT缺陷为高温失塑裂纹,并制定了控制裂纹缺陷的工艺措施,有效降低了高温失塑裂纹的产生。

焊接热影响区对钛合金小径管对接焊缝的影响

采用Φ8 mm钛合金管开展了带与不带热影响区焊接的四组管-管对接自动氩弧焊试验,获得了小管径钛合金管对接焊缝焊接热影响区的宽度范围,并通过对四组焊接接头的外观尺寸、微观组织、硬度及拉伸性能进行对比分析,得出焊接热影响区对小管径钛合金管对接焊缝组织性能无明显影响的结论。该试验研究结果对小管径钛合金管焊接的工程应用具有重要意义。

小直径厚壁钛合金管对接焊缝产生微气孔缺陷原因分析及控制研究

针对TA16与TA17组对焊接的小直径厚壁钛合金管对接接头产生微小气孔缺陷的原因及控制问题,分别从"保护气体"、"焊材除氢处理"、"电弧电压"、"对接接头坡口型式"以及"焊接端面粗糙度"五个方面着手,通过采用自动TIG焊工艺方法开展对比焊接试验研究。通过对试验结果深入分析,认为"提高焊接端面粗糙度精度"是控制该类焊接接头出现微小气孔的有效措施。该试验研究结果对该类钛合金小直径厚壁管对接焊的工程应用具有重要的参考意义和实用价值。

产品质量控制方法在某钛合金部件批量生产中的应用

在某钛合金部件对接焊产品批量生产过程中,通过运用防错法、方针目标管理(PDCA)方法、5S管理、产品质量控制分析方法进行质量控制管理,有效避免了批量产品"焊反"的错误,实现了批生产有章、有法、有序地开展,并有效控制了气孔缺陷的发生率,产品一次合格率稳步提高到98%以上,实现了预期的控制目标。结果证明,按照上述质量控制方法能够有效控制影响质量的每个环节,并不断提高批量生产中的产品质量。

低合金钢自动回火焊接过程中热影响区组织转变

采用回火焊道工艺在低合金钢SA508-3钢管上堆焊镍基合金制备试验件,利用该试验件研究不同堆焊层对应的热影响区组织形貌。结果显示,首层堆焊使SA508-3钢热影响区形成淬火马氏体,但该类组织在随后的堆焊层焊接热过程中会发生回火转变,并随着焊层的增加,转变效应累积,最终完全纠正热影响区的淬火不良组织。试件两端焊趾附近区域因高温回火累积时间不足造成的回火不充分,使得首层堆焊在热影响区产生内马氏体以及由于热影响区内残余奥氏体分解产生的马氏体等不良组织未得到完全纠正,可通过特定工艺的补充焊接予以消除。

Inconel690与06Cr18Ni11Ti异种钢插套角焊缝自动焊接缺陷分析及对策

针对核电站稳压器Inconel690/06Cr18Ni11Ti异种钢插套型式角焊缝自动TIG焊试验中出现的焊缝根部未焊透、表面咬边、焊塌问题,开展缺陷影响分析、成因判定及缺陷防止措施验证研究。结合两种材料的冶金特点、焊缝结构形式、自动焊电弧特性等改进各工艺要素,总结不同缺陷形式的应对措施,最终消除此类缺陷。提出的处理措施及对策对于核电站类似材质及结构型式焊缝的焊接及维修具有指导作用和借鉴意义。

核级复合钢管件的替代制件研究

本文通过分析俄罗斯核级复合钢管的材料成分、组织和性能,并考虑反应堆工程应用经验,分别从反应堆一回路系统用低合金钢体系和国际国内标准焊材体系中筛选出508-Ⅲ钢和ER347作为复合管基体和覆层的替代材料;通过采用基体材料上堆焊覆层材料的工艺试制了复合钢管件,并与进口复合钢管开展了性能和质量对比。研究表明,采用国产替代材料及堆焊工艺制备复合钢管件的方法可以获得满足技术要求且与进口复合钢管质量和性能相当的复合钢管件。本文的研究为WWER型核电站的一回路系统管道维修工艺的国产化研发提供了材料保障。

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

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。

不同体系焊材对复合钢管道维修焊缝疲劳性能的影响

为了验证不同体系焊材(美标和俄标)对典型核电站复合钢管道维修焊缝疲劳性能的影响,采用经过焊接工艺评定的工艺参数、不同体系的焊材(美标和俄标)制备典型的复合钢管道维修试样,分别在其维修焊缝的熔敷区和热影响区截取满足设计要求的漏斗形疲劳试样,并对其进行常温下的疲劳性能测试及数据分析。测试结果表明,不同体系焊材(美标和俄标)的熔敷区和热影响区的低周疲劳性能非常接近;同种焊材修复焊缝的熔敷区疲劳性能明显优于热影响区疲劳性能。

国产690合金与321不锈钢异种金属焊缝的应力腐蚀行为研究

利用慢应变速率试验,采用非标准的漏斗状试样,对国产690合金与321不锈钢异种金属焊接部位(包括690合金热影响区、焊缝、321不锈钢热影响区)在100 mg/L Cl^(-1)除O_2条件下和100 mg/L Cl^(-1)饱和O_2条件下的应力腐蚀行为进行研究。并通过慢应变速率应力-位移曲线和断口形貌对微观组织、氯离子、氧含量对于材料的应力腐蚀(SCC)的影响进行分析。结果表明:690合金热影响区在100 mg/L Cl^(-1)除O_2条件下不易发生SCC,在100 mg/L Cl^(-1)饱和O_2条件下表现出一定的SCC倾向;321不锈钢热影响区在2种条件下均表现出明显的SCC倾向;690合金热影响区的粗大晶粒不利于塑性变形的晶粒间相互协调,导致了热影响区SCC的倾向增大。

低浓度硼酸溶液水箱焊缝缺陷分析

采用光谱仪、扫描电镜及能谱分析等方法,对低浓度硼酸溶液水箱缺陷试样进行研究,结果表明,腐蚀产物中存在氯离子来源于钢衬里背面的保温材料;裂纹起源于加强板与钢衬里的接触缝隙腐蚀以及母材与保温材料接触点的点腐蚀;裂纹主要为穿晶裂纹且呈现树枝状扩展;低浓度硼酸溶液水箱焊缝缺陷原因为应力腐蚀,可采用双相不锈钢材料对缺陷进行修复。