核电站主管道焊接工艺研究

合集下载

压水堆核电站二回路管道焊接与热处理工艺

压水堆核电站二回路管道的焊接与热处理工艺摘要：在压水堆核电站中，二回路碳钢管道管径大、管壁厚，焊接施工难度大，质量要求高。

通过加强工艺的过程控制，合理采用氩弧焊和焊条手工电弧焊联合的单面焊双面成型的焊接方法和合理安排焊接顺序，在焊前预热和焊后进行消除应力热处理，可有效地提高大管径大厚壁管道的焊接质量。

关键词：二回路管道、热处理、焊接顺序中图分类号： p755.1 文献标识码： a 文章编号：1前言压水堆核电站原理是由原子核反应堆释放的核能通过一套动力装置将核能转变为蒸汽的动能，进而转变为电能。

该动力装置由一回路系统、二回路系统及其他辅助系统设备组成。

在采用二代改进型压水堆技术的100万千瓦级核电站二回系统主要由主给水系统（are）、主蒸汽系统（vvp）组成。

主蒸汽、主给水管道分布于反应堆（rx）厂房、联结（wx）厂房，可分为主蒸汽管道系统、主蒸汽超级管道系统、主给水管道系统。

主给水系统（are）用来向蒸汽发生器输送经过高压加热器加热的高压给水，由三根管线组成，每根管线分别与一台蒸汽发生器接口。

主蒸汽系统（vvp）是由三根主蒸汽管线组成，每根管线分别与一台蒸汽发生器出口接管相连。

三根管线分别穿过安全壳，进入主蒸汽隔离阀管廊，主蒸汽管穿过主蒸汽隔离阀管廊后进入汽轮机厂房。

主蒸汽系统（vvp）的功能主要是把蒸汽发生器产生的饱和蒸汽输送到汽轮机厂房推动汽轮机发电机组发电,另外还用于排除主蒸汽系统管道的凝结水。

主蒸汽、主给水管道焊接施工中，焊口级别高，质量要求严，为rcc-m规范二级，是碳钢管道中级别最高的焊口。

2二回路管道焊接标准介绍由于国内核电没有形成一套全面的建造标准体系，我国目前现在的cpr1000核电站主要采用法国的核电站建造标准，其中机械建造标准为rcc-m。

二回路主给水、主蒸汽管道为碳钢无缝管：p280gh，其中主给水管道规格为：φ406.4×21.44 ㎜，主蒸汽管道主要规格为：φ813×32㎜，主蒸汽超级管道规格为：φ813×46mm。

核电站安装对不锈钢管管焊接的探讨

核电站安装对不锈钢管管焊接的探讨内容摘要：为保证不锈钢管焊接的优良合格率，针对可能出现的问题从工艺方法及施焊程序上进行了探讨，经过现场施工实验，取得了很好的效果。

关键词：核电站、不锈钢管、焊接前言：我国自行设计、建造出口的商用30万千瓦压水堆型核电站，核电机组由核岛、常规岛以及相应的配套辅助设施组成。

在常规岛安装过程中，空气压缩系统、冷却补给水系统的大部分管道材质均为奥氏体不锈钢管。

在进行施焊的初期，遇到了很多的困难，一是不锈钢管的充氩效果把握、二是对不锈钢管焊接变形的控制、三是不锈钢管焊接过程中焊缝外观的颜色变化太大，严重影响焊接质量。

一、施焊时，如何快速有效的进行焊口充氩在焊接压缩空气管时，氩弧焊打底焊缝成型粗糙，宽窄不一，充氩效果欠佳，充氩好的焊口，背面焊缝是整齐光亮的。

因此要焊好不锈钢管还是要从充氩着手。

下面介绍充氩保护，结构原理如下图：(图1) 充气罩充氩保护有三种：一种是整管充气保护，在管内不设密封板、一种是在管内设置带橡片密封方式、另一种是在管内采用可溶纸密封方式。

不同直径、不同位置的焊口采用不同的方式进行背面充氩保护，针对三种充氩方式的适应性，我们认为带橡胶片的充气罩保护方式，适用于焊后能拆除的焊缝，充气罩夹在两夹片之间圆形橡胶片直径比管道内径稍大。

充气罩的轴是通孔，以便进氩气和排空气，气室密闭空间长度为400-500毫米，充气罩上的不锈钢管拉绳则是方便用于拆除充气罩时所使用。

充气罩是最快最经济的充氩方式，适用于地面安装以及有顺序的安装。

地面组装的管线不应安装太长便于充气罩的取出。

在实地安装时，应方便充气罩的取出。

由上向下安装充氩有利于空气的排出，安装顺序管工和焊工恰当配合。

当无法采用该充气罩时用可溶纸密封方式，将可溶纸贴与焊口两侧200毫米处，氩气从焊口充入。

采用整管充氩时，焊前要预充氩，焊接过程中的充氩流量可比预充氩时小一些。

二、对不锈钢管变形的有效控制1、不锈钢管的热膨胀系数较大、导热慢，易产生较大的内应力，易产生变形。

压水堆核电站主管道焊缝理化性能分析

压水堆核电站主管道焊缝理化性能分析摘要：压水堆核电站主管道是低碳奥氏体不锈钢大厚壁管道，在核电机组运行期间，承载着高温、高压、高放射性的冷却剂。

目前，在国内主管道的焊接过程中，主要存在两种焊接工艺：钨极氩弧焊+焊条电弧焊（tig+smaw）和窄间隙自动焊（toce）。

该文根据rcc-m焊接工艺评定和产品焊接见证件破坏性试验的相关规定，对比分析了上述两种焊接工艺下焊缝的理化性能。

通过对比分析，发现窄间隙自动焊焊缝的理化性能与钨极氩弧焊+焊条电弧焊相比得到较大提升。

关键词：主管道焊缝理化性能中图分类号：tg404 文献标识码：a 文章编号：1674-098x （2012）12（a）-00-022007年10月，国务院发改委发布的《国家核电中长期发展规划》指出，到2020年，我国的核电运行装机容量应争取达到4000万kw，在建核电容量应保持在1800万kw。

时至今日，我国已开工建设的核电机组数量达到了27台，在建机组数量居全世界第一。

这意味着，我国核电建设工程已面临大量的安装任务。

目前，在我国核电建设过程中，主管道焊接主要采用以下两种工艺：钨极氩弧焊+焊条电弧焊（下简称tig+smaw）和窄间隙自动焊（下简称toce）。

tig+smaw具有设备简单、价格便宜、适应性强的特点；但随着核电建设规模的不断扩大，主管道焊接工程量的不断增加，tig+smaw焊接效率低、劳动强度大、对焊工技能要求高的缺点已突显出来。

为适应核电建设规模不断扩大这一趋势，解决核电机组批量化建造过程中tig+smaw暴露出来的缺点，中广核工程有限公司研发出了一套适用于cpr1000压水堆核电站主管道焊接的toce技术，并在宁德核电1#机组采用该技术成功实施了国内首次主管道自动焊。

比较两种焊接工艺下焊缝的理化性能，有助于提高对主管道自动焊工艺性能的认识，有利于主管道自动焊工艺的推广。

1 主管道焊接工艺概述tig+smaw是一种组合焊接工艺：在根部焊道焊接时，采用直流正接钨极氩弧焊（tig）进行打底；进入填充焊道后，采用焊条电弧焊（smaw）进行填充。

核电机组主管道焊接技术研究

核电机组主管道焊接技术研究发布时间：2021-06-29T09:56:12.140Z 来源：《基层建设》2021年第9期作者：邵俊山[导读] 摘要：核电工程是一个建设周期长、投资大、接口繁多的大型系统工程，尤其是作为首堆工程，如何解决建造过程中的困难并按期建成投入商运是一大难题。

中核检修有限公司阳江分公司广东省阳江市 529941摘要：核电工程是一个建设周期长、投资大、接口繁多的大型系统工程，尤其是作为首堆工程，如何解决建造过程中的困难并按期建成投入商运是一大难题。

核电站的主管道不仅是连接核电站主回路压力容器、蒸汽发生器、主泵管道的重要设备，更是保证核反应堆冷却系统安全稳定运行的关键。

主管道内部流经高温、高压、放射性介质，属于主回路的承压边界，因此，主管道焊接技术的优劣对于核电站整体安装施工质量的高低有着决定性的影响。

本文主要是就核电机组主管道焊接技术的要点进行了简单的阐述和分析。

关键词：核电机组；主管道；焊接引言对于我国核电站的建设而言，AP1000核电机组是美国西屋公司采用非能动先进压水堆设计理念的3代核电堆型。

其主回路系统核心为反应堆压力容器，并配备2台蒸汽机发生器、4台反应堆冷却剂泵、1台稳压器以及2个环路主管道。

该核电机组中，主管道连接黄雅莉容器、蒸汽发生器以及反应堆冷却剂泵，由此形成闭式循环回路，主管道主要作用就是将冷却剂进行输送，同时，保护核反应堆冷却剂等释放放射性物质，起到一定的屏障作用。

根据设计人员的设计，AP1000核电机组主管道的设计使用寿命达到了60年之久，设计正常工作压力为17.13MPa，工作温度为343℃；主管道属于核安全一级设备。

1管道焊接的内容管道焊接分为焊材评定、焊接工艺评定、焊接工艺制订、焊接检验规程制订、现场焊接及检验，报告管理，冲洗试压后系统符合性检查与验收后的管道恢复等工序。

管道焊接主要分为管道对接焊、阀门（截止阀、闸阀、球阀、止回阀、安全阀、调节阀）接管焊、支架组对焊接、管道支吊架的焊接、管道管件（变径与管道、管道与弯头、管道与法兰）焊接、管道与设备的管嘴对接焊接，焊接返修、焊接控制记录完善。

核电厂主管道手工焊与自动焊工艺对比分析

核电厂主管道手工焊与自动焊工艺对比分析核电站主管道焊接的类型和方法是一个重要部分，焊接质量关系核电站的安全运行，具有非常重要的意义。

传统的焊接工艺已无法满足现代化核电站的要求，本文主要就手工焊与自动焊工艺进行了对比，并着重探讨了自动焊接工艺的难点及解决措施。

标签：核电厂主管道;手工焊;自动焊目前，核电站主管道安装焊接主要以焊条电弧焊进行，由于主管道具有管径粗、管壁厚的特点，焊接前还需进行热处理，所以施工时存在工作量大、施工难度大、焊接环境恶劣和质量要求高等问题。

1、手工焊接的缺陷手工焊接在管道焊接中的缺陷主要体现在质量和效率两个方面。

根据核电设备焊接的相关标准要求，经过焊接工艺评定后形成的焊接工艺规程，详细规定了与焊接生产有关的大量技术参数。

其中，焊接电流、电压以及焊接速度是较为关键、同时也是较难控制的技术参数。

在手工焊接中，由于手势关系，电流和电压会持续波动，有时波动超出了规定范围，而焊工却不能发现;焊接速度在工艺规程中以每分钟焊接多少厘米来表示，在实际焊接中也很难监控。

因此，手工焊接在管道的质量管理中存在困难。

在手工制造中，通过减慢生产速度，可以在一定程度上提升质量。

由于管道焊接的质量要求较高，焊工在实际焊接中也是“精雕细琢”，因此，这类焊缝的生产效率很低。

2、自动焊接的优势和局限2.1自动焊接的优势自动焊接的原理是事先设定好焊接技术参数，包括焊接时的电流、电压等;同时，设定好焊枪的运行轨迹及运行速度。

开始执行后，焊枪将严格按照设定的路径和速度进行移动，同时，电流及电压也比较稳定，得到的焊缝质量相同且外观整齐。

由于机械运动可以避免手工操作中的不稳定。

因此，焊接速度可以大幅提高。

通常，手工焊接的速度是 1.6～2mm/s，而自动氩弧焊速度通常设定为4mm/s，自动气保焊速度更是可以达到40mm/s。

2.2自动焊接的局限自动焊接虽具有以上优势，但也具有一定的局限性。

首先，由于焊枪只会严格按照设定路径运动，因此，工件尺寸必须具有较好的一致性;其次，自动焊接前必须准备合适的工装和焊接路径的编程，这需要一定的时间。

CPR1000核电站核岛主蒸汽管道自动焊工艺研究与实施

CPR1000核电站核岛主蒸汽管道自动焊工艺研究与实施摘要：CPR1000堆型核电站核岛主蒸汽系统管道焊接属大厚壁管道焊接，一直采用手工组合焊接工艺，要求焊接操作人员具备优秀的技能水平，焊接强度高，是核岛二回路中焊接质量保证的重要一环。

本文主要讲述利用成熟的窄间隙自动焊工艺，模拟核岛主蒸汽管道的焊接的要求与特点，从焊接坡口、工艺参数、焊接过程控制、加热保温装置等方面进行研究，验证窄间隙自动焊工艺的可靠性与可行性，分析具体的实施方案及相关问题的解决措施。

关键词：CPR1000 ；主蒸汽管道；窄间隙；自动焊工艺1.前言CPR1000堆型核电站核岛主蒸汽系统（VVP系统）管道负责把主蒸汽从核岛输送到常规岛，然后供应给主汽轮机及其他用汽设备从而产生电能，在核电站运行中具有举足轻重的作用，其由主蒸汽管道、主蒸汽隔离阀、机械贯穿件、主蒸汽安全阀、防甩支架以及横向限制件等特殊装置组成，特殊装置众多、结构复杂，具有施工技术繁琐和逻辑施工性较强等特点。

CPR 1000核电厂主蒸汽系统管道管径为32″，材质是P280GH,厚度32mm—39mm，主要焊接工艺是采用氩弧焊打底，手工电弧焊填充和盖面的焊接工艺，进行单层多道焊，坡口较宽，熔敷金属填充量大，焊接时需要预热、后热和消除应力热处理，该焊接工艺生产效率低，且焊工的劳动强度大，焊接周期长，更重要的是对焊工技能水平的要求较高，焊接质量不够稳定，容易受技能水平、环境等因素的影响而无法得到有效控制。

焊接过程的自动化，是近代焊接技术的一项重要发展。

它不仅标志着更高的焊接生产效率和更好的焊接质量，而且还大大改善了生产劳动条件。

自动化程度将会成为衡量现代安装行业技术水平的重要标志之一，自动焊工艺的优点是：1.生产效率高，缩短焊接施工周期；2.焊接质量高而且稳定，减少焊缝返修，焊接规范可自动控制调整，保持稳定；3.改善劳动条件，降低劳动强度。

1.主蒸汽管道窄间隙自动焊工艺研究1.焊接设备：在主蒸汽管道窄间隙自动焊工艺研究中，采用GT-VI型自动焊机，该焊机由脉冲逆变焊接电源、监控系统、遥控系统、焊接机头、焊接轨道组成，具备弧长可调节、实时监控、高频脉冲、电弧稳定等功能，能够精确地控制焊接热输入，可以以较低的热输入获得较大的熔深，从而减少了焊接热影响区和焊接变形，满足高质量的焊接需求。

核电厂主管道焊接工艺研究

核电厂主管道焊接工艺研究发布时间：2021-06-08T03:40:05.713Z 来源：《建筑学研究前沿》2021年5期作者：李杰[导读] 近年来，我国科学技术的发展迅速，采用钨极氩弧焊和焊条电弧焊工艺，对国内引进俄罗斯某压水堆核电厂复合钢主管道（基体10ГН2МФА合金钢内表面堆焊奥氏体不锈钢覆层04X20H10Г2Б）进行对接试验，并对焊接试样进行无损检测和破坏性检验。

中核工程咨询有限公司北京 100161摘要：近年来，我国科学技术的发展迅速，采用钨极氩弧焊和焊条电弧焊工艺，对国内引进俄罗斯某压水堆核电厂复合钢主管道（基体10ГН2МФА合金钢内表面堆焊奥氏体不锈钢覆层04X20H10Г2Б）进行对接试验，并对焊接试样进行无损检测和破坏性检验。

结果表明，工艺参数选择合理，使用该焊接工艺可获得满足标准要求的焊缝。

现场采用该焊接工艺成功对某核电厂主管道进行了焊接，试验证明主管道焊接工艺参数设置合理可行。

关键词：核电厂；主管道；焊接工艺研究引言从提高管道力学工程师自身核心能力、避免重复体力劳动角度出发，管道力学分析自动化是很有必要的，既可提高效率又可以降低错误率，进而保证管道力学专业紧随大数据、智能化、工业4.0的发展趋势，有更多的时间去着力提升核心业务能力，保证自身在核电领域的竞争力。

1概述焊接氢致裂纹是低合金高强钢焊接时最容易产生，而且是危害最为严重的工艺缺陷，是焊接结构失效破坏的主要原因。

在基层焊接完成后，将试件加热到150℃~250℃，保温12h的目的是加速焊接接头中氢的扩散逸出，是防止焊接裂纹的有效措施。

在焊接过程中要采用多名焊工对称焊，以降低焊接应力。

在基层焊接完成后，为了取得较好的组织性能，还要进一步采取消除应力措施。

将试件加热到620℃~660℃，保温6~6.5h，可以起到消除应力并改善接头组织与性能的目的。

覆层过渡层焊缝属于异种钢的焊接。

异种钢接头在焊后热处理或在高温条件下工作时，熔合线珠光体钢一侧的碳通过焊缝边界向奥氏体钢焊缝一侧扩散迁移，最终在珠光体钢一侧产生脱碳层，在相邻的奥氏体焊缝侧形成增碳层。

压水堆核电站主回路管道窄间隙自动焊工艺研究

到核电站建造阶段，９９年自动焊接工艺第一次１８
应用于法国ＰＮＹ２电厂过渡段２个２Ｔ的焊口，ＥＬＧ
１９９２年的Ｃ０２电站主管道焊接全面采用脉冲ＨＣＺＴＧ自动焊技术。Ｉ
脉冲１Ｇ自动焊工艺已成为一种高效、质、１优经
目前，内一台１０国００ＭＷ核电机组的主管道安装焊口共有２４个，体分布如图１示，焊口的具所其规格、量和焊接位置如表１示，管道的材质数所主
（）ｃ
≤ｏ００．４
ｎ）
≤ １５０．０
接应力，如果焊接材料或焊接Ｔ艺选择不当，产生会
≥４０８ ≥２０１ ≥ ３５ ≥３０２ ≥１５２ ≥８０
品间腐蚀和热裂纹等缺陷，响焊缝质量。影
２焊接试验
２１焊接工艺和设备选择．
对于大型不锈钢管道全位置焊接，选用的焊可
生
接工艺方法包括焊条电弧焊和手工或自动钨极氩
弧焊（Ｉ）目前国内正在运行电站的主管道焊接采ＴＧ，
用手工ＴＧ打底＋条电弧焊填充的焊接Ｔ艺，Ｉ焊而
西方发达国家已将脉冲ＴＧ自动焊工艺应用于核Ｉ
岛安装，国从１８年开始在核电站建造阶段应用法９６脉冲ＴＧ自动焊技术，核电建造领域最早应用于Ｉ在

核电管道焊接

核电站主给水TU-48C钢焊接工艺试验浙江火电建设公司李刚{摘要} 民用核承压设备常规岛系统主给水管道常用材料之一法国牌号TU-48C钢，试验规格为φ273×32mm，焊接质量要求高，过程控制极其严格同时在标准的执行中采用了国标和RCC-M的双重标准，则按两标准较严的执行，特对其焊接性及焊接工艺试验、研究过程作如下分析。

{关键词}核电 TU-48C钢焊接性研究{正文}民用核承压设备常规岛系统主给水管道常用材料之一法国牌号TU-48C钢，该钢种属低合金高强钢，Cu.Sn等元素得到了严格控制。

表一：TU48C钢化学成分；表二：TU48C 钢机械性能。

一、材料性能TU48C钢属I-2级,其化学成分如下表1：TU48C钢机械性能如下表2二、TU48C钢工艺试验目的1．工艺评定主要目的是为验证能否获得力学性能符合要求的焊接接头，优质、高效地完成工程焊接任务，掌握合理的技术规范，制定出切实可行的焊接作业指导书。

2．为核电系统主给水管道焊接提供有力的技术工艺保证。

三、TU48C钢的焊接性分析：1）用碳当量间接评估其焊接性：碳当量=C+Mn/6+（Cr+Mo+V）/5+（Ni+Cu）/15（%）=0.19+1.14/6+0.16/15(%)=0.39%＜0.4%故TU48C钢焊接性良好.但因该管道壁厚度较大,焊接要求高,为防止出现冷、热裂纹,焊前需进行预热,采用低氢型焊条，焊后需进行热处理消除焊接应力,提高焊缝的形状系数等工艺措施。

四、先决条件准备1）评定人员：评定人员包括焊接技术人员、焊接质量检查人员、焊接检验人员、焊工及热处理人员等；2）TU48C焊接材料：工艺评定用钢材、焊材均应有出厂合格证，并符合相应标准，且与实际生产相类同。

建议施焊前对TU48C钢材与焊材进行材料复验，确认其化学成分及相关力学性能参数是否符合工艺要求。

3）机具设备：工艺评定用焊接设备应处于相对稳定的正常工作状态，仪表、气体、流量计等应计量合格，热处理设备应完好，自动记录亦处于正常工作状态。

核电厂主管道焊接工艺研究

核电厂主管道焊接工艺研究摘要：针对核电厂主管道焊接施工流程进行焊接施工重难点梳理分析，充分识别出主管道焊接施工质量控制和焊接变形控制要点。

结合主管道施工重难点，对焊接施工质量和焊接变形风险点进行有效控制，确保主管道焊接施工质量，为核电主管道焊接施工质量控制提供借鉴。

基于此，对核电厂主管道焊接工艺进行研究，以供参考。

关键词：核电厂;主管道;焊接工艺引言焊接是一种以高效灵活见长的连接方法，在核电设备中被广泛应用。

焊接方法在生产中具有重要的作用，同时因焊接工艺不完善而导致的核电安全事故占比不容忽视。

此外，因为焊接工艺要求极高，操作不当则会导致焊缝产生应力集中，最后导致出现不可修复的裂纹和损伤。

目前，对于材料的焊接工艺研究应用在国内还处于不成熟阶段，很多方法还有待进一步去探索和发现。

1焊接技术的分类1.1人工焊接技术1)手工电弧焊。

手工电弧焊主要通过工人操作手提式电焊机或中大型轮式电焊机进行焊接作业，其利用电弧在空气中放电反应过程产生的能量作为热源，手工电弧焊具有设备成本低、使用简单、焊接灵活性高的特点，广泛应用于碳钢、铸铁、合金、不锈钢等金属材料加工领域。

2)手工气体保护焊。

严格来讲气体保护焊属于电弧焊的一种，是利用电弧原理实现对焊丝及金属的加热，其与普通电弧焊的区别在于利用二氧化碳、氩气等作为焊接过程中的保护气体，实现在焊丝与被焊接零件接触放电和金属熔化、融合的过程中降低空气中氧气、氮气等不利因素的影响，从而有效提高焊接质量与可靠性，且不易影响金属材料的理化性质。

3)手工可燃气体焊。

主要是利用可燃气体(如乙炔)等燃烧过程产生的高温将焊接材料或被焊接零件升温融化，实现材料之间的结合。

1.2自动化焊接技术1)传统焊接技术的自动化升级。

传统的电弧焊、可燃气体焊在技术层面上具有较强的实用性，能够满足大部分工业生产对焊接作业的需求，在现代化生产中，常利用机电控制技术、机器人技术替代传统的人工焊接，由自动化程度很高的电控机械设备完成焊接过程。

核电站主管道焊接工艺研究

三、准备工作
焊接材料准备
我公司选用了德国伯乐蒂森生产的焊接材料：焊丝牌号为ER308L，焊条为E308L-15来进行焊接工艺评定及模拟活动。焊接材料应按照RCCM S2000的要求进行验收，包括：外观和尺寸检验；试件制备、取样；性能检验（化学成分、力学性能等）。
焊接材料的入库、存放和使用应符合RCCM S7200的要求。所有焊条在焊接前需经350℃高温烘干并恒温1小时，重复烘焙不得超过两次。焊丝使用前应清除锈垢和油污，至露出金属光泽。焊条使用时将装入专用保温筒内，并通电保温在80～120℃，随用随取。
艺评定的焊接位置也为5G，即吊焊位置。
二、方案
3，难点分析：主管道焊接工艺评定的主要技术难点有：
✓ 焊接工艺参数的控制要求严格； ✓ 焊接变形的监测和控制要求高； ✓ 焊接的质量要求高； ✓ 环境的清洁度要求高； ✓ 过程的质量检验要求严格； ✓ 破坏性试验难度大。
三、准备工作
组织机构
在主管道焊接工艺评定中，我公司组建了焊接工艺评定工作小组。工作小组将由公司有核电施工经验的焊接工程师、管道工程师、QA工程师、QC工程师、焊工、管道工、检验人员以及辅助人员等组成。
a3、b3
四、工艺实施
8）焊接过程的质量控制
坡口表面应清洗干净，无水、油脂、氧化物和其他可能影响焊接质量的杂质；
环境相对湿度应少于90%、打底焊时风速少于 2m/s、手弧焊时风速少于 10m/s；
焊接过程控制层间温度＜173℃；采用窄焊道焊接方法，并注意及时调整施焊顺序以控制焊接变形；禁止在管子表面起弧，TIG焊焊机应带高频引弧装置；严禁主管道工艺评定试件表面与铁素体材料等接触。
在制作密闭气室时，充气两端的堵板及支撑不得采用普通钢材；充气的同时应预留出气孔，且流量与进气相同，避免产生气压影响焊接质量。管件的对口装配及充气保护装置如图1所示。

AP1000核电站主蒸汽管道焊接工艺研究

AP1000核电站主蒸汽管道焊接工艺研究摘要本文就三门AP1000压水堆核电站主蒸汽管道焊接工艺及施工技术进行论述，并对焊接施工的技术难点和控制重点的进行研究，为今后AP1000核电项目主蒸汽管道的焊接提供借鉴。

关键词AP1000；主蒸汽管道；焊接工艺1 工程概况AP1000压水堆核电站每个核反应堆厂房包括两个主蒸汽系统回路。

从核反应堆厂房到核辅助厂房主蒸汽隔离阀的主蒸汽管道核级别为2级，质保级别为QA1级，设计压力为7.52MPa，设计温度为292℃，设计寿命60年；主蒸汽隔离阀以后通往常規岛的管道为核级别为3级，质保QA1级。

每个主蒸汽管道环路有13道现场安装。

2 焊接工艺的确定2.1 焊接工艺的选择主蒸汽管道的材质为SA335 GR P11，属于合金钢，管道为38″非标准管道，壁厚为1.74″。

对于主蒸汽管道焊接，目前国内多数核电站均采用钨极氩弧焊打底（GTAW）+手工焊条电弧焊填充（SMAW）的焊接工艺。

但AP1000核电站中，主蒸汽管道属于LBB管线部分（即Leak before break的缩写），焊接方法要求使用全钨极氩弧焊（GTAW），其他合金钢管道可使用钨极氩弧焊打底（GTAW）+手工焊条电弧焊填充（SMAW）的焊接工艺。

2.2 焊接材料的选择根据主蒸汽管道母材的化学成分和力学性能，确定焊接消耗材料牌号为ER80S-B2，焊材化学成分如表1所示。

2.3 焊接工艺参数考虑到最大限度的覆盖现场安装焊接作业，分别进行了全GTAW方式的焊接工艺评定和GTAW打底SMAW填充和盖面的工艺评定。

主要参数：最大热输入40.29kj/cm，预热温度156℃，层间温度156～195℃，焊后热处理温度620℃保温时间6小时，保护气体为99.99%的氩气[2]。

3 主要焊接工艺3.1 组对及点固焊管道组对间隙为1～5mm，错边量要求0～0.8mm。

组对调整好后，用8～10个圆钢棒对称点焊固定，点固棒的直径范围以点固焊能够在坡口里面为准，且点固棒应沿焊缝周向均匀分布（详见图2），点固焊缝长度应≥20mm。

核电站主管道自动焊焊缝缺陷的返修研究

核电站主管道自动焊焊缝缺陷的返修研究摘要：核电站主管道自动焊是一种先进技术，是三代核电站主管道焊接的首选技术。

中广核工程有限公司在压水堆核电站主管道自动焊技术中开发了窄间隙、单层单道焊接工艺，该工艺较手工焊相比能显著提高焊接质量和效率、降低工人劳动强度。

在该工艺开发及现场实施过程中，由于其自身焊接特点，也会产生一系列缺陷。

为确保焊缝质量，中广核工程有限公司根据主管道特点、坡口形式以及缺陷特点等，研究和开发了压水堆主管道焊缝返修技术。

关键词：主管道自动焊手工焊缺陷返修Abstract：The primary pipelines automatic welding of Nuclear power plant is an advanced welding technology ，is the primary choice for the third generation of nuclear power plant for pipelines welding. China Guangdong Nuclear Power Engineering Co.，Ltd（CNPEC）in PWR nuclear power plant primary pipeline automatic welding technology develop narrow gap and single-pass welding process. The process can significantly improve the welding quality and efficiency，reduce the labor intensity，stable welding quality. In the course of process development and implementation，because of its welding characteristics，it will produce a series of defects. In order to improve the welding quality. According to the characteristics of primary pipe，groove form and defect characteristics etc . CNPEC research and developthe PWR primary pipe welding repair technology.Key words：Primary pipelines automatic welding manual welding welding defect repair；2007年10月，国家发改委能源局出台的《核电中长期发展规划2005—2020》中提出：到2020年，核电运行装机容量争取达到4000万kw，核电年发电量达到2600～2800亿kwh。

核电站主管道焊接工艺研究

核电站主管道焊接工艺研究核电站是利用核能发电的设施，核电站在发电过程中需要依赖大量的管道系统来输送冷却剂、蒸汽和其他辅助介质。

这些管道必须具备高强度、高密封性和高可靠性的特点，以确保核能发电过程的安全和稳定运行。

管道系统的核心是焊接工艺，它直接影响着管道的质量和安全。

针对核电站主管道的焊接工艺，需要考虑以下几个关键方面：首先，材料的选择。

核电站主管道常采用耐腐蚀、耐高温的材料，如不锈钢和钛合金。

这些材料在焊接过程中对焊接工艺的要求较高，在选择材料时需要考虑其焊接性能和可焊接性。

其次，焊接参数的确定。

焊接参数包括焊接电流、焊接电压、焊接速度和焊接角度等。

这些参数的确定需要考虑材料的性质、管道的壁厚和尺寸、焊接位置的限制等因素。

在核电站主管道焊接过程中，需要严格控制焊接参数，以确保焊接接头的质量和稳定性。

第三，焊接工艺的选择。

核电站主管道焊接工艺常采用手工电弧焊、焊接机器人和自动焊接设备等。

手工电弧焊是一种传统的焊接方式，具有灵活性和适应性强的特点。

焊接机器人和自动焊接设备能够提高焊接效率和一致性，减少人为因素对焊缝质量的影响。

最后，焊接质量的控制。

核电站主管道焊接质量的控制是关键的一步，包括焊接接头的准备、焊接工艺规程的执行和焊接接头的检验等。

在焊接接头的准备过程中，需要进行清洁和除锈处理，以确保焊接接头的纯净度和可焊性。

同时，执行焊接工艺规程时，需要保证操作者的技术熟练度和操作的规范性。

最后，焊接接头的检验是焊接质量的关键环节，可以采用无损检测和物理性能测试等方法，对焊接接头的质量进行评价和验证。

综上所述，核电站主管道焊接工艺的研究对于核电站的建设和运行具有重要意义。

通过合理的材料选择、焊接参数的确定、焊接工艺的选择和焊接质量的控制，可以确保核电站主管道的焊接质量和安全性，提高核能发电的效率和可靠性。

核电站主管道焊接工艺的研究在核电站建设和运行中具有重要意义。

核电站作为重要的能源供应设施，核电站的安全性和稳定运行对于国家的能源战略和经济发展具有重大影响。

浅谈核电管道20控铬钢焊接的工艺原理

浅谈核电管道20控铬钢焊接的工艺原理摘要：20控铬钢是CPR1000型核电机组设计开发的新钢种，能够提高管道抗流体加速腐蚀性能。

详细分析钢材的焊接性能，通过焊接工艺试验和多台核电机组给水系统20控铬钢管道的焊接实践，总结20控铬钢焊材选择的合理性及焊接要点，可供同行借鉴。

关键词：20控铬钢；CPR1000型核电机组；焊接；FAC性能前言：20+Cr是我国核电站重要的国产化管道用钢，在我国核电建设中具有非常重要的意义。

随着我国核电建设速度的加快，核电装机容量的增加，20+Cr钢用量将大大增加。

20+Cr钢化学成分标准值参考了中广核工程公司国产化20+Cr管道技术协议对母材的要求。

核电厂内介质流速高、流量大（约为火电的1.7~1.9倍），会产生因输送蒸汽和水的流动速度较高而导致的“流体加速腐蚀（FAC）”现象，即碳钢管内表面在大量的高速流动的汽水冲刷下，内壁具有保护功能的氧化膜脱落、变薄，使钢基体变差、年腐蚀率增加的现象。

流体加速腐蚀现象严重时可能造成爆管事故，因此需要提高输送管的抗汽水冲蚀性能。

根据现有的研究资料显示，碳钢中FAC的腐蚀速率取决于介质温度、流速、PH值、电极电位、管材合金元素，其中管材合金元素是可以通过选择钢种成分来解决的。

经研究表明，在碳钢中增加Cr含量可以明显降低FAC的腐蚀速率，“相对减薄率-钢中Cr%关系”试验结果显示，当碳钢中的Cr含量＞0.04%时，FAC速率迅速下降。

核电主要管道20+Cr钢焊接施工工法在国内首台百万核级发电机组工程建设中成功实施，为核电国产化进程做出重大贡献，是核电国产化道路上的一座丰碑，鼓舞核电国产化工作不断前进。

20+Cr钢焊接施工工法的实施，规范了该钢的焊接施工工序和工艺，有效地解决了该钢种在焊接施工过程中出现工艺难点，保证焊接质量，为核电机组的稳定运行提供安全保障。

1、工法特点1.1 采用手工钨极氩弧焊打底的方法，有利于推广使用。

1.2 本工法的实施为核电机组使用国产管材迈出坚实的一步。

一种核电不锈钢主管道焊接工艺研究

一种核电不锈钢主管道焊接工艺研究摘要：通过对反应堆主冷却剂系统管道进行焊接工艺研究，运用GTAW+SMAW的焊接方法，采用ER316L+E316L-15焊材，进行实际规格尺寸工艺试验件的焊接，找寻主管道的焊接工艺参数。

结果表明本次工艺试验件的性能满足设计要求，所得出的工艺试验参数可以用来指导主管道的现场安装施工。

关键词：核电主管道；GMAW+SMAW；焊接工艺；性能一、前言反应堆主冷却剂系统管道（简称主管道）是反应堆压力容器、蒸汽发生器和主冷却剂泵三大主设备的连接通道，不但管径大、管壁厚，组对要求高，焊接质量要求高（层间温度、焊接变形等的控制，防止焊缝金属氧化等，焊接过程中需不断调整焊接变形以实现管道另一焊口的组对），而且主管道的安装既要保证设备的水平度和垂直度，还必须考虑设备的热位移和焊接收缩量等因素。

本次工艺试验的目的是为了验证所用焊接方法及焊接工艺参数，得到满足性能要求的焊接接头，为主管道的施工提供数据支持。

二、试验过程1、试验用材料本次工艺试验母材材质分别为ASME SA-451中的CPF8M和ASME SA-351中的CF8M，规格为Φ840×72.5，焊材采用ER316L（符合ASME SFA5.9要求）和E316L-15（符合ASME SFA5.4要求）；保护气体采用99.99%的氩气。

2、试验准备本次工艺性能试验采用U型坡口，采用手工GTAW+SMAW的焊接方法，采用5G位置向上焊接的方法进行试验，按ASME标准进行试验。

3、焊接试验1）组对及点固组对焊口时，不允许强行对口，校正对接焊缝应采用静力顶压，必要时可用铜锤或包铜锤锤击，禁止用铁锤矫形，组对时对口错边量不得大于0.8mm，间隙控制在1.5-3.5mm，采用圆钢棒点焊定位，四个点固圆钢棒对称分布。

组对过程采用塞尺及焊检尺等控制组对参数，每点固焊完一个圆钢棒后，检查一次坡口组对参数，若内壁错边量或间隙超过设计要求，采用机械方法拆除圆钢棒，移位后再重新点固焊。

核电厂主管道焊接技术研究

核电厂主管道焊接技术研究发布时间：2022-07-16T08:32:27.888Z 来源：《工程建设标准化》2022年37卷3月5期作者：林柯宇[导读] 核电厂主管道主要作用在于连接主回路压力容器、林柯宇烟台台海玛努尔核电设备有限公司山东烟台 264003摘要：核电厂主管道主要作用在于连接主回路压力容器、主泵管道以及蒸汽发生器，也是核反应堆冷却剂系统运行的关键。

核电厂主管道内部留有高压高温高放射性物质，为了确保核电站的安全运行需要在管道焊接工作中加以重视。

本文从核电站主管道焊接技术的分类与应用入手，最后分析核电厂主管道焊接工艺，希望对相关研究带来帮助。

关键词：核电厂；主管道；焊接技术核电厂反应堆冷却剂主管道在长期运行中承受反应冷却剂高压、高温，所以焊接质量将直接影响到核电厂的运行。

近年来我国引进俄罗斯压水堆核电厂，其主要特征在于主管道应用复合钢材料，这种主管道的焊接工艺复杂并且施工难度大，以下进行相关分析。

一、核电站主管道焊接技术的分类与应用（一）EPR焊接工艺 EPR核电站的主回路系统由四环路组成，并且每个环路包括蒸汽发生器一台、主泵一台，每个环路带有6个现场焊口。

EPR主管道的焊接过程中需要进行测量计算，做好坡口加工引入组对工作，最后进行管道焊接。

整个工序关系密切，EPR主管道采取自动焊接工艺，并且施工逻辑得到较大改进，在实际施工中自动焊接工艺组，间隙控制在0-1毫米之内，相较于传统手工焊接1-4毫米的要求更加严格，所以EPR 核电站主管道引进工装，由此对主管道进行调整与组对。

此外，为了消除安装公差造成的影响，在主管道组对调整期间通过精密测量对安装位置严格控制[1]。

（二）CPR1000焊接工艺这种焊接工艺应用二代加上一回路百万千瓦级压水堆核电站技术路线，通过主管道把反应堆压力容器、主泵、蒸汽发生器、稳压器连接成为三个封闭环路。

在焊接过程中首先需要进行工艺评定，分析焊接母材材质、规格、焊接位置、焊接方法，要求主管道工艺评定母材，母材当中硼含量要低于0.0018%，不锈钢材料氮含量低于0.08%，主管道为大璧后管道，采取氩弧自动焊方式，在现场焊接过程中每个环路组成包括热锻、过渡段以及冷锻，其中热段连接压力容器以及蒸汽发生器；过渡段和蒸汽发生器相连接；冷断将主泵泵壳以及压力容器连接，每个环路现场共有24道焊口[2]。

对核电站焊接质量的控制探讨

对核电站焊接质量的控制探讨摘要：核电站在建设过程中，焊接是一个重要项目，焊接质量的好坏，直接影响核电站的运行安全性。

文章以大径后壁不锈钢管材为例，分析了焊接特性，总结和焊接方法和工艺要点，阐述了焊接质量的控制管理措施，以供参考。

关键词：核电站；不锈钢管材；焊接特性；工艺要点；质量控制和火电厂相比，核电能生产出清洁能源，具有较高的生态效益，因此近年来发展快速。

核电站在建设工程中，会用到大量的钢材，对焊接作业提出了高要求。

以下结合实践，探讨了焊接作业的质量控制措施。

1.大径后壁不锈钢管材的焊接特性分析以大径后壁不锈钢304L管材为例，用于反应堆辐射区域，或直接和冷却剂接触，因此管道的抗腐蚀性、抗辐射性较强，机组在后期运行时，不能出现任何泄露。

304L管材由C、Si、Mn、P、S、Cr、Ni等成分组成，硬度在200HV以内，抗拉强度在480MPa以上，延伸率在40%以上。

分析焊接特性如下：热导率低，线膨胀系数大，具有良好的焊接性能。

焊接作业中，如果焊接工艺不当，局部加热或冷却，就会产生残余应力，造成钢管腐蚀、热裂纹、夹渣、接头脆化等问题[1]。

因此，必须了解焊接缺陷发生的原因，继而采用针对性的防治措施。

2.焊接方法和工艺要点2.1焊接方法综合分析304L管材的焊接特性，最终采用TIG焊接打底+手工电弧焊填充盖面的焊接方法。

为了适应304L管材的物理、化学性能，选用ER308L焊丝、PP-A002焊条。

使用前，经检验确保合格，化学成分和力学性能均满足要求。

2.2工艺要点第一，点固焊。

试件组装对口，对内外边缘15cm以内的污垢、油漆进行清理，针对坡口开展PT检验，合格后使用丙酮清洗。

使用焊丝之前，清理表面、除锈；焊条要烘干，防止焊接过程中出现气孔缺陷。

点固焊操作前，在管道两侧使用密封材料，形成密闭气室；或在坡口涂抹抗氧化剂，可以保护根部。

此外，还要充入氩气，去除密室内的空气。

第二，打底层焊接。

使用ER308L焊丝，在根部打底两层，层间温度控制在100℃以内。

AP1000核电主蒸汽管道焊接工艺

AP1000核电主蒸汽管道焊接工艺摘要：本文通过对AP1000核电站中主蒸汽管道SA335P11的焊接性进行分析研究，针对SA335P11管道材质特性并结合管道焊接特点，从焊接的坡口形式、焊接材料选择、焊接工艺参数、焊接层道分布、焊后热处理等制定了主蒸汽管道的焊接工艺措施。

并通过实践验证了该焊接工艺的可行性和适用性。

关键词：主蒸汽管道；焊接工艺；SA335P11合金钢0、前言AP1000核电是我国从美国西屋公司引进的国际先进的第三代核电技术。

AP1000核电反应堆厂房中有两台蒸汽发生器，每台蒸汽发生器连接一根主蒸汽管道，主蒸汽管道为核岛蒸汽输送到常规岛蒸汽轮机的蒸汽通路。

主蒸汽管道材质SA335 P11，规格为Φ965×44.2mm，设计压力7.52MPa，设计温度292℃，设计寿命60年。

反应堆厂房内的主蒸汽管道采用先漏后破的设计理念，需要全氩弧焊接，其余主蒸汽管道主管的焊接可以采用氩电联焊来完成。

作为AP1000核电现场焊接的重大技术问题，主蒸汽管道SA335P11的焊接意义重大，其焊接工艺研究的成果对AP1000核电的建造有着重要的意义。

1、焊接性分析焊接性是金属材料在一定的焊接工艺条件下获得优质接头的难易程度以及焊接接头能否在使用条件下可靠运行的特性。

常把钢中含碳量的多少作为判别钢材焊接性的主要标志。

AP1000核电主蒸汽管道材质为SA335P11，管道规格为Φ965×44.2mm，其母材的化学成分见表1。

表1母材化学成分注：化学元素成分（%）。

根据国际焊接学会推荐的用于评估低合金高强钢焊接性的碳当量公式[1]：CE=C+Mn/6+(Cr+Mo+V)/5+(Ni+Cu)/15（%）根据表1中的化学成分，计算出AP1000主蒸汽管道SA335P11的碳当量CE=0.55%。

根据冷裂纹敏感指数公式[1]：Pcm=C+Si/30+Mn/20+Cu/20+Ni/60+Cr/20+Mo/15+V/10+5B（%）根据表1中的化学成分，计算出SA335P11的冷裂纹指数P cm=0.27%。

核电站主管道TIG+TOCE焊接工艺研究

核电站主管道TIG+TOCE焊接工艺研究王健;冯英超【期刊名称】《金属加工：热加工》【年(卷),期】2013(000)004【总页数】3页(P18-20)【作者】王健;冯英超【作者单位】核工业工程技术研究设计有限公司北京 101300;核工业工程技术研究设计有限公司北京 101300【正文语种】中文1.概述核电站主冷却剂回路管道（简称主管道）连接反应堆压力容器、蒸汽发生器、主泵，构成一回路压力边界。

福清、方家山核电站主。

管道现场的安装施工使用了纯氩保护窄间隙自动焊（TOCE）焊接工艺（以下简称TOCE焊接工艺），以实现缩短建造周期，提高施工质量，降低建造成本的目的。

TOCE焊接工艺与手工焊工艺相比，存在的不足之处就是对试件坡口组对的要求较高：手工焊对试件的组对间隙要求为1.0～4.0mm，而TOCE焊接工艺对组对间隙要求为0～1.0mm，从而对试件的加工尺寸、组对精度提出了较高的要求，有可能成为制约核电主管道现场施工的关键因素。

2.研究背景TOCE焊接工艺具有焊接效率高、焊接质量好的优点，但也存在如下不足：（1）坡口组对精度要求高组对间隙在1.0mm以内，若组对间隙超过1.0mm，则不能使用TOCE方法进行焊接，否则存在打底熔透焊道，烧穿坡口钝边的风险。

组对间隙过大，使得焊缝的根部宽度过大，电弧集中在根部钝边上，使得钝边因热输入量过大而烧穿。

（2）坡口形式的限制当组对间隙不满足TOCE焊接工艺要求时，不能直接采用手工焊进行焊接，TOCE焊接工艺下的坡口为窄间隙坡口，试件组对完成时，坡口上边缘宽度在22mm左右，手工焊无法实施。

为解决上述管件组对间隙超过1.0mm的情况，开发出了TIG+TOCE焊接工艺。

TIG+TOCE焊接工艺允许组对间隙最大值为1.0～4.0mm，因此TIG+TOCE焊接工艺能够有效地解决当核电站主管道安装中出现坡口组对间隙超过1.0mm无法使用TOCE焊接工艺的问题。

3.TIG+TOCE焊接工艺概述（1）焊接方法 TIG+TOCE焊接工艺采用手工钨极氩弧焊（TIG）打底，自动焊工艺（TOCE）填充。