CN108127257A - 在役核电站主设备安全端焊缝缺陷修复方法 - Google Patents

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Abstract

本发明公开了一种在役核电站主设备安全端焊缝缺陷修复方法，其包括以下步骤：1)在通过焊缝连接的低合金钢主设备和不锈钢主管道的低合金钢侧从外向内施加多焊道多层焊接；2)不锈钢主管道内通水，全位置施加多层堆焊；以及3)在堆焊的打底层上从低合金钢向不锈钢侧整体堆焊后续焊道。相对于现有技术，本发明在役核电站主设备安全端焊缝缺陷修复方法在内壁存在缺陷管道的外壁堆焊多层抗应力腐蚀的材料，以提高带缺陷管道的强度，同时通过在管道内壁产生压缩应力防止缺陷进一步扩展，修复方法简单快捷，无需对安全端焊缝存在超标缺陷的管道进行整体更换，可确保核电站的安全运行。

Description

在役核电站主设备安全端焊缝缺陷修复方法
技术领域
本发明属于核电技术领域，更具体地说，本发明涉及一种在役核电站主设备安全端焊缝缺陷修复方法。
背景技术
在役核电站中的主设备包括：压力容器、蒸汽发生器和稳压器，分别通过安全端与主管道相连。主设备安全端结构复杂，包含多种焊接形式和多种材料类型，其焊缝形式包括隔离层焊缝、堆焊焊缝和异种钢对接焊缝，材料又包括合金钢、镍基合金和不锈钢等，因此制造工艺复杂，焊接难度很高，异种金属的焊接容易产生焊接缺陷，而且焊接残余应力也较高。主设备在运行期间受高温、高压、中子辐照及高低温疲劳载荷作用，因此，安全端容易发生应力腐蚀而产生裂纹，严重影响设备的安全运行。
目前，国外已有多个核电机组在役期间发现主设备安全端出现硼结晶，处理安全端缺陷需花费大量资金，维修周期也很长(＞6个月)，核电站停堆造成的直接经济损失巨大。
虽然核电站主管道、蒸发器和稳压器均可以进行更换，但主设备更换周期长，施工难度大且费用高昂。此外，反应堆压力容器是核电站主设备在役运行期间不可更换的设备，如果压力容器安全端出现缺陷，将直接导致电站提前退役或花费大量资源进行评估、计算等，严重影响电站安全稳定运行。随着国内核电站批量化建设和陆续投运，核电站主设备的维修和更换，已成为电站在役及延寿必然面临的任务，并有长期、广泛的需求。
有鉴于此，确有必要提供一种可保证核电站安全运行的役核电站主设备安全端焊缝缺陷修复方法。
发明内容
脉冲惰性气体保护电弧焊(TIG)是目前国际上气体保护电弧焊中焊接质量较好的方法之一，其在工作时，由自动送丝机构送进焊丝，保护气体使用氩气、氦气等惰性气体，根据设定的参数自动行走焊接。相比目前核电工程普遍采用的手工电弧焊，TIG自动焊可以降低焊接热输入量、改善焊缝成型、提高焊缝质量，并且大幅度提高焊接效率(焊接材料熔敷率超过12kg/h)。脉冲对熔池的搅拌作用也有利于消除气孔等焊接缺陷，自动焊代替手工焊避免了人为因素对焊接质量的不利影响，使焊接接头产生缺陷可能性得到有效降低和控制，更易一次性获得符合核安全设备使用性能的优质焊接接头。
基于以上分析，本发明的目的在于：将TIG引入核电工程中主设备安全端焊缝缺陷的修复，提供一种可保证核电站安全运行的在役核电站主设备安全端焊缝缺陷修复方法。
为了实现上述发明目的，本发明提供了一种在役核电站主设备安全端焊缝缺陷修复方法，其包括以下步骤：
1)在通过焊缝连接的低合金钢主设备和不锈钢主管道的低合金钢侧从外向内施加多焊道多层焊接；
2)不锈钢主管道内通水，全位置施加多层堆焊；以及
3)在堆焊的打底层上从低合金钢向不锈钢侧整体堆焊后续焊道。
作为本发明在役核电站主设备安全端焊缝缺陷修复方法的一种改进，步骤1)中，低合金钢侧采用双向下焊技术施加堆焊。
作为本发明在役核电站主设备安全端焊缝缺陷修复方法的一种改进，步骤1)中，低合金钢侧采用回火焊道技术施加多焊道多层焊接。
作为本发明在役核电站主设备安全端焊缝缺陷修复方法的一种改进，步骤1)中，低合金钢侧焊前进行预热，预热温度为170℃～200℃，保温半小时，堆焊保证预热和道间温度始终处于150℃～200℃范围。
作为本发明在役核电站主设备安全端焊缝缺陷修复方法的一种改进，步骤1)中，接头低合金钢侧堆焊完成后加热至230℃～260℃，保温不少于2小时，然后缓慢冷却。
作为本发明在役核电站主设备安全端焊缝缺陷修复方法的一种改进，步骤2)中，道间温度不超过100℃。
作为本发明在役核电站主设备安全端焊缝缺陷修复方法的一种改进，焊接前，清理焊接区域及周围20mm范围内的油污、锈蚀、水及其它有害杂质。
作为本发明在役核电站主设备安全端焊缝缺陷修复方法的一种改进，在整个焊接修复过程中，低合金钢侧采用氧乙炔火焰加热，并通过远红外测温枪对道间温度进行监控。
作为本发明在役核电站主设备安全端焊缝缺陷修复方法的一种改进，每一层焊道都进行检查，并清理表面氧化物和/或进行打磨清理。
作为本发明在役核电站主设备安全端焊缝缺陷修复方法的一种改进，采用镍基合金修复主设备安全端焊缝缺陷。
作为本发明在役核电站主设备安全端焊缝缺陷修复方法的一种改进，焊接采用脉冲惰性气体保护电弧焊。
作为本发明在役核电站主设备安全端焊缝缺陷修复方法的一种改进，所述主设备为压力容器、蒸汽发生器或稳压器。
相对于现有技术，本发明在役核电站主设备安全端焊缝缺陷修复方法具有以下优点：在内壁存在缺陷管道的外壁堆焊多层抗应力腐蚀的材料以提高带缺陷管道的强度，通过焊道设计在管道内壁产生压缩应力，防止缺陷的进一步扩展，堆焊修复技术简单快捷，无需对安全端焊缝存在超标缺陷的管道进行整体更换，可确保核电站的安全运行。
附图说明
下面结合附图和具体实施方式，对本发明在役核电站主设备安全端焊缝缺陷修复方法进行详细说明，其中:
图1和图2所示是本发明在役核电站主设备安全端焊缝缺陷修复方法的修复示意图。
具体实施方式
为了使本发明的发明目的、技术方案及其技术效果更加清晰，以下结合具体实施方式，对本发明进行进一步详细说明。应当理解的是，本说明书中描述的具体实施方式仅仅是为了解释本发明，并非为了限定本发明。
请参照图1所示，本发明提供了一种在役核电站主设备安全端焊缝缺陷修复方法，其包括以下步骤：
1)在通过焊缝连接的低合金钢主设备和不锈钢主管道的低合金钢侧从外向内(从远离焊缝位置向焊缝)施加多焊道多层焊接；
2)不锈钢主管道内通水，全位置施加多层堆焊；以及
3)在堆焊的打底层上从低合金钢向不锈钢侧整体堆焊后续焊道。
请参照图1和图2所示，步骤1)中，低合金钢侧采用回火焊道技术施加多焊道多层焊接，从12点位置沿顺时针向6点钟位置堆焊，然后再从12点位置沿逆时针向6点钟位置堆焊，利用电弧热量给上一层焊道加温从而达到对其部分回火的作用。
根据本发明在役核电站主设备安全端焊缝缺陷修复方法的一个实施方式，步骤1)中，低合金钢侧焊前进行预热，预热温度为170℃～200℃，保温半小时，堆焊保证预热和道间温度始终处于150℃～200℃范围，接头低合金钢侧堆焊完成后加热至230℃～260℃，保温不少于2小时，然后缓慢冷却。
根据本发明在役核电站主设备安全端焊缝缺陷修复方法的一个实施方式，步骤2)中，不锈钢主管道内通水，按照表1中的焊接参数进行全位置堆焊，道间温度不超过100℃，采用该规范堆焊三层。
表1焊接技术参数表
此外，为了保证焊接质量，还可以根据实际需要进行焊接前准备工作，例如，焊接前，清理焊接区域及周围20mm范围内的油污、锈蚀、水及其它有害杂质。每一层焊道都进行检查，并清理表面氧化物和/或进行打磨清理。
根据本发明在役核电站主设备安全端焊缝缺陷修复方法的一个实施方式，在整个焊接修复过程中，低合金钢侧采用氧乙炔火焰加热，并通过远红外测温枪对道间温度进行监控。
相对于现有技术，本发明在役核电站主设备安全端焊缝缺陷修复方法具有以下优点：在内壁存在缺陷管道的外壁堆焊多层抗应力腐蚀的材料(如镍基Alloy52等)以提高带缺陷管道的强度，同时通过焊道设计在管道内壁产生压缩应力，防止缺陷的进一步扩展，堆焊修复技术简单快捷，无需对安全端焊缝存在超标缺陷的管道进行整体更换，可确保核电站的安全运行。
根据上述原理，本发明还可以对上述实施方式进行适当的变更和修改。因此，本发明并不局限于上面揭示和描述的具体实施方式，对本发明的一些修改和变更也应当落入本发明的权利要求的保护范围内。此外，尽管本说明书中使用了一些特定的术语，但这些术语只是为了方便说明，并不对本发明构成任何限制。

Claims (12)

1.一种在役核电站主设备安全端焊缝缺陷修复方法，其特征在于，包括以下步骤：
1)在通过焊缝连接的低合金钢主设备和不锈钢主管道的低合金钢侧从外向内施加多焊道多层焊接；
2)不锈钢主管道内通水，全位置施加多层堆焊；以及
3)在堆焊的打底层上从低合金钢向不锈钢侧整体堆焊后续焊道。
2.根据权利要求1所述的在役核电站主设备安全端焊缝缺陷修复方法，其特征在于，步骤1)中，低合金钢侧采用双向下焊技术施加堆焊。
3.根据权利要求1所述的在役核电站主设备安全端焊缝缺陷修复方法，其特征在于，步骤1)中，低合金钢侧采用回火焊道技术施加多焊道多层焊接。
4.根据权利要求1所述的在役核电站主设备安全端焊缝缺陷修复方法，其特征在于，步骤1)中，低合金钢侧焊前进行预热，预热温度为170℃～200℃，保温半小时，保证预热和道间温度始终处于150℃～200℃范围。
5.根据权利要求1所述的在役核电站主设备安全端焊缝缺陷修复方法，其特征在于，步骤1)中，接头低合金钢侧堆焊完成后加热至230℃～260℃，保温不少于2小时，然后缓慢冷却。
6.根据权利要求1所述的在役核电站主设备安全端焊缝缺陷修复方法，其特征在于，步骤2)中，道间温度不超过100℃。
7.根据权利要求1所述的在役核电站主设备安全端焊缝缺陷修复方法，其特征在于，焊接前，清理焊接区域及周围20mm范围内的油污、锈蚀、水及其它有害杂质。
8.根据权利要求1所述的在役核电站主设备安全端焊缝缺陷修复方法，其特征在于，在整个焊接修复过程中，低合金钢侧采用氧乙炔火焰加热，并通过远红外测温枪对道间温度进行监控。
9.根据权利要求1所述的在役核电站主设备安全端焊缝缺陷修复方法，其特征在于，每一层焊道都进行检查，并清理表面氧化物和/或进行打磨清理。
10.根据权利要求1至9中任一项所述的在役核电站主设备安全端焊缝缺陷修复方法，其特征在于，采用镍基合金修复主设备安全端焊缝缺陷。
11.根据权利要求1至9中任一项所述的在役核电站主设备安全端焊缝缺陷修复方法，其特征在于，焊接采用脉冲惰性气体保护电弧焊。
12.根据权利要求1至9中任一项所述的在役核电站主设备安全端焊缝缺陷修复方法，其特征在于，所述主设备为压力容器、蒸汽发生器或稳压器。
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