核承压设备焊接工艺试验要求的探讨

核承压设备焊接工艺试验要求的探讨

周华

广州健平工程技术咨询有限公司

摘要：核承压设备是核电站安全屏障的主要组成部分，主要包括反应堆压力容器、蒸汽发生器、主泵、主管道等承受一定压力的设备。焊接工艺是核承压设备制造过程中的关键所在，焊接工艺的优劣直接影响到核承压设备的质量及设备安全，而验证焊接工艺是否合格的重要指标就是工艺评定的无损检验和破坏性试验。

关键词：核承压设备、RCC-M、ASME、堆焊。

1前言

核承压设备是核电站安全屏障的主要组成部分，主要包括反应堆压力容器、蒸汽发生器、主泵、主管道等承受一定压力的设备。焊接工艺是核承压设备制造过程中的关键所在，焊接工艺的优劣直接影响到核承压设备的质量及设备安全。

国内现行的核电设计技术标准体系、门类较多^[1]，焊接工艺主要采用RCC-M规范规范^[2]和ASME规范规范^[3]中对于焊接相关章节，本文从常见的几种焊接工艺的破坏性试验进行分析探讨，从焊接工艺编制者角度对比分析标准应用差异，为制定合理焊接工艺奠定基础。

2 RCC-M和ASME标准焊接工艺简介

RCC-M和ASME规范中均设置了制造篇，其中包含焊接制造章节，标准中不同篇、章之间存在相互引用的关系。笔者以两个规范的焊接相关篇章为主线，着重探讨两套规范在核承压设备焊接制造要求以及破坏性试验的异同点。

2.1ASME规范

ASME规范对核安全设备制造安装活动中焊接技术的要求包括四大部分，BPVC-Ⅲ核设施部件建造规则第1册NB分卷1级设备NB4000章：制作和安装。

2.1.1焊接通用要求

第Ⅸ卷焊接及钎焊评定主要对锅炉及压力容器的焊接工艺评定、焊工技能评定及焊接资料（焊接工艺规程制订和格式、焊接工艺评定记录和格式）三方面进行了规定，属于通用性要求。第Ⅱ卷C篇焊条、焊丝及填充金属与之配套。当ASME规范第IX卷用到核安全设备上时必须附加第Ⅲ卷的要求。

2.1.3材料理化试验要求

ASME规范中材料理化检验方法的依据标准为美国材料与试验学会的标准ASTM和焊接机械实验的标准方法AWS B4.0。

2.2 RCC-M规范：

RCC-M规范是由法国核岛设备设计监造规范协会（AFCEN）颁布的法国压水堆核岛机械设备设计和建造规范，主要用于安全级设备。

2.2.1焊接要求：

S篇主要针对压水堆核岛机械设备在焊接生产中的焊接材料验收复验及评定、焊接工艺评定、焊工和焊接操作工的考核、制造车间的技术评定、核岛机械设备焊接要求、检验项目、检验方法及标准等进行了规定。

2.2.2材料理化试验：

RCC-M规范理化检验方法集中规定在第Ⅲ卷，其中试样在试料中的取样位置和方位在第II卷中规定，焊接工艺评定的取样方法在第IV卷S篇中4的S3000及附录SI中做了规定。力学性能的试验和取样在MC1200中做了规定，化学、金相等试验和取样按MC1300执行

2.3应用分析：

相对于ASME规范，RCC-M规范将核电产品焊接制造中需要用到的标准要求（包括制造、焊材、热处理、工艺评定等）封闭在RCC-M S篇，使得在标准使用过程中更加便利，在编制焊接工艺评定时也不易忽略一些专用要求。

3主要焊接工艺破坏性试验要求

本章内容主要介绍ASME规范和RCC-M规范下焊接制造工艺评定破坏性试验中的关键要求差异，以及对相应试验合理性的讨论。

3.1堆焊

核承压设备，如反应堆压力容器、蒸汽发生器和稳压器在高温高压条件下长期运行，为防止高温含硼水对容器材料的腐蚀，要求容器内壁需堆焊超低碳不锈钢，局部还需要堆焊镍基堆焊层。

3.1.1 ASME规范与RCC-M规范要求差异

ASME第IX卷对于耐蚀层工艺评定在QW-214.1中规定如下：

试件尺寸、评定范围、要求的试验核检验及试样的取样按QW 453进行，即进行2个横向侧弯、2个纵向侧弯以及1个化学试验。

RCC-M规范在S3600对不锈钢堆焊的要求进行了规定，S3633对破坏性试验的项次和取样进行了规定，破坏性试验包括：化学试验、弯曲试验、δ铁素体测定、金相、硬度和晶间腐蚀（含碳量≤0.035%不要求试验）。

3.1.2 常见理化试验差异比较

3.1.2.1 化学检验

对于ASME体系，化学取样按照QW-462.5(a)要求取样，取样位置即为评定的有效厚度。

对于RCC-M体系，化学取样按照S3633 b）要求，在焊态表面0.5mm~2mm取样，评定有效厚度按S3616规定，覆盖层数。

3.1.2.2 金相检验

对于ASME体系，堆焊焊接工艺评定中未对金相检验做要求。

对于RCC-M体系，金相取样按照S3633 d）要求，在横向和纵向分别取样。

3.1.2.3 晶间腐蚀

对于ASME体系，堆焊焊接工艺评定中未对晶间腐蚀试验做要求。

对于RCC-M体系，晶间腐蚀应按照S3633 f）要求和SI600进行取样试验，但是，如果含碳量≤0.035％，则不要求进行试验。

3.1.3应用分析

核岛主设备的不锈钢带极堆焊一般堆焊2~3层，第一层为过渡层、第2~3层为耐蚀层。在低合金钢上堆焊不锈钢，原则上是要保证稀释后的过渡层化学成分(除碳外)接近耐蚀层，以保证耐蚀层不受母材影响，尤其是碳含量的影响导致耐蚀能力下降。

3.1.3.1 化学检验

对于核承压设备常见的堆焊工艺是带极堆焊、焊条电弧焊和钨极氩弧焊，不同的焊接工艺其堆焊层的厚度不同，且受焊接速度影响堆焊层厚度也存在一定变化。单纯的靠层数确定评定有效厚度不能准确掌握耐蚀层的有效厚度，建议对化学试样进行分层取样以掌握实际的有效厚度，对后续产品堆焊提供准确的评定依据。

3.1.3.2 金相检验

对于核承压设备焊接工艺评定，无论是按哪个规范的，均需要进行金相检验，其主要目的是检查焊接试板的热影响区是否存在高热输入导致出现过于粗大的晶粒区和异常组织，避免高应力区域在服役过程中存在萌发裂纹的可能性。

对于堆焊评定，尤其是带极堆焊的评定，纵向金相试样应取在S3622 规定的焊接中断和重新开始的母材和熔敷金属区（即搭接区域），这一点也是容易忽略的地方。而对于焊条电弧焊和钨极氩弧焊，由于热输入较小，一般不太可能产生较大的粗大晶粒区，所以对纵向试样的取样位置未做详细要求。

3.1.3.3 晶间腐蚀

目前国内的不锈钢耐蚀层焊材(308L)的验收条件中，对于含碳量的要求均为C≤0.030%，即按照两种规范均不需要进行晶间腐蚀。但实际各设计单位均要求进行3种状态的晶间腐蚀试验，即焊态（基准试样）、热处理态、热处理+敏化态，并各自准备对比试样^[4]。

此外，ASME规范下核承压设备技术要求中，常见到不锈钢堆焊层和镍基堆焊层均使用ASTM 262 E法进行晶间腐蚀试验，而ASTM 262 E法仅适用于不锈钢堆焊层，对于镍基堆焊层的晶间腐蚀应采用ISO9400 B法。

3.2低合金钢对接焊

低合金钢焊接被压力容器、电力、民用核电等行业广泛使用，核承压设备的壳体主要采用低合金钢锻件，在核设备制造过程中焊接方法主要有：焊条电弧焊、丝极埋弧焊等。

3.2.1 ASME规范与RCC-M规范要求差异

ASME第IX卷对于对接工艺评定的试验项目和评定覆盖厚度在QW-451中规定，对于核承压设备需考虑ASME第III卷 NB4330的要求。

试验项目包括：弯曲试验、接头拉伸试验、熔覆金属拉伸试验、冲击试验(焊缝和热影响区)以及落锤试验。

RCC-M规范在S3200中对于对接工艺评定的试验项目进行了规定，试验项目、取样数量和位置详见表S3201.a和表S3201.b。

试验项目包括：金相、硬度、弯曲、接头拉伸、熔覆金属拉伸、冲击 (焊缝和热影响区)、韧脆转变曲线（仅对反应堆压力容器的焊接工艺评定）以及落锤试验。

3.2.2 常见理化试验差异比较

RCC-M规范相对于ASME标准增加了金相、硬度和韧脆转变曲线，且冲击的取样区域包含表面、根部和T/4位置（T≥100mm）,ASME标准一般要求试样取自T/4位置。

3.2.2.1 冲击试验

对于ASME体系，冲击试验的取样要求按照NB-4334的要求进行焊缝冲击和热影响区冲击试验。取样位置一般为T/4，试样的排布参考ASME第IX卷QW-463的要求。

对于RCC-M体系，冲击试验同样包括焊缝和热影响区位置，但取样数量根据试板的厚度范围决定，取自表面、根部和T/4位置，试样的排布参考NF EN ISO 15614-1的图5所示。

3.2.2.2 金相、硬度试验

对于ASME体系，堆焊焊接工艺评定中未对金相和硬度试验做要求。

对于RCC-M体系，金相和硬度试验的要求在S3200中予以明确，取样按照NF EN ISO 15614-1 的图5所示。

3.2.2.3 落锤试验

对于ASME体系，落锤试验在第III卷NB-4335.2对热影响区的落锤试验进行要求，但对于存在焊后热处理的情况，可免于该项试验。

对于RCC-M体系，根据表S3201.a和表S3201.b，仅要求进行焊缝的落锤试验。

但两个规范的落锤试验方法均采用ASTM E208，试样一般采用P3型试样。

3.2.3应用分析

用于焊接的低合金高强度钢一般都属于低碳级的，要求有良好的焊接性能，但是某些合金元素的加入使低合金高强度钢的焊接问题变得复杂，将产生有关工艺焊接性和使用焊接性的问题。因此在破坏性试验上，RCC-M规范提出了相对于母材和焊材更多的试验来验证焊接接头的工艺安全性。

3.2.2.1 冲击试验

对于ASME体系，冲击试验的取样要求按照NB-4334的要求进行焊缝冲击和热影响区冲击试验。取样位置一般为T/4，试样的排布参考ASME第IX卷QW-463的要求。

对于RCC-M体系，冲击试验同样包括焊缝和热影响区位置，但取样数量根据试板的厚度范围决定，取自表面、根部和T/4位置，试样的排布参考NF EN ISO 15614-1的图5所示。

3.2.2.2 金相、硬度试验

金相检验是评价焊接质量的重要手段之一，不仅可检验焊接接头的质量是否符合有关标准规定，而且还可对改进焊接工艺起指导作用。在一个实际的焊接接头中，各种组织如铁素体，珠光体、贝氏体、马氏体等都可能出现，形成复杂的组织形态，所以金相检验一般都配合硬度检验一并进行，通过硬度辅助判断金相组织。

3.2.2.3 落锤试验

落锤试验作为表征焊接接头在低温下韧脆转变的重要指标，通常核承压设备使用的低合金钢锻件和低合金钢焊材均设有落锤试验及验收指标，而判断一个接头是否能达到母材的强度等级，其接头的力学性能试验应覆盖母材和焊材的相关要求，尤其是热影响区的指标，所以在国内的核电项目焊接技术要求中，落锤试验需在焊缝和热影响均进行。

4结论

现阶段，国内的核电项目主要采用ASME规范和RCC-M规范，且两套体系下进行设计和制造的核电站在国内乃至世界各国均已成功运行，具有丰富的工业业绩。由于RCC-M规范则专门用于核安全设备的设计制造，RCC-M规范结构相对清晰和紧凑，规定更加明确，工程指导性更强，克服了ASME标准繁杂分散的弱点^[5]；从验证焊接接头性能的安全性，可靠性方面，RCC-M规范相对于ASME规范更为完整，但部分的试验已经超出母材和焊接材料的验收要求，必要性还有待探讨。

ASME标准灵活性较强，标准各章节之间相互引用，使用者需要对整套标准的结构熟悉才能完全理解和转化标准要求，但其覆盖范围和使用自由性较大。

ASME规范和RCC-M规范在技术要求和性能考核上是基本一致的，只是各自采用不同的方式确保技术要求的一致性。制造厂在满足法规、标准和设计要求前提下，实际生产中可综合两个标准制造要求相通的内容，取长补短，固化标准焊接制造工艺，有利于实现核电设备批量化、规范化生产^[6]。

参考文献：

1. 张蕾,周涛,洪德训.核电标准与核电安全[J].环境保护与循环经济,2012,32(04):27-30.

2. ASME(2007edition),Rules for Construction of Nuclear Facility Components［S］

3. RCCM(2007edition),Design and Construction Rules for Mechanical Components of PWR Nuclear Islands［S］

4. 关于RCC-M S篇和MC篇中晶间腐蚀数量理解

5. 张增强. 核电设备焊接技术管理研究[D].河北科技大学,2015.

6. 邹杰,黎振龙,杨小杰,王苗苗 ASME与RCC-M标准核一级设备焊接制造要求