CN110253206B - 核电厂反应堆压力容器的主螺孔损伤修复方法 - Google Patents

Abstract

本发明公开了一种核电厂反应堆压力容器(简称RPV)的主螺孔损伤修复方法，其包括以下步骤：1)对受损的RPV主螺孔进行扩孔处理，去除原螺纹及损伤缺陷；2)采用自动脉冲钨极惰性气体保护焊在RPV主螺孔底部沿内壁从下向上连续实施横焊位多焊道多层焊接；3)对主螺孔内壁焊缝金属进行机械加工，将多余的焊缝金属完全去除，去除完成之后，对主螺孔内壁焊缝金属进行新螺纹加工，得到符合设计尺寸要求的主螺孔。本发明通过焊接和机加工制备新螺纹，可有效修复RPV主螺孔螺纹的严重损伤，应用前景和经济效益巨大。

Description

核电厂反应堆压力容器的主螺孔损伤修复方法

技术领域

本发明属于核电厂反应堆压力容器的主螺孔损伤修复领域，更具体地说，本发明涉及一种核电厂反应堆压力容器的主螺孔损伤修复方法。

背景技术

反应堆压力容器(Reactor Pressure Vessel，缩写为RPV)是核电厂不可更换的核心设备，其工作寿命决定了核电厂的运行寿命。RPV紧固组件用于连接RPV容器本体和顶盖，是用于保证RPV密封和防止冷却剂泄漏的重要部件。RPV紧固组件包括顶盖法兰12和容器法兰13，容器法兰13上开设有主螺孔，主螺栓11通过穿过顶盖法兰12与主螺孔内的主螺孔螺纹14连接，实现RPV密封。但是，因为主螺栓11和主螺孔螺纹14之间的螺纹副长期在高温、高应力及不同工况的循环载荷下工作，极易发生损伤，并且RPV在整个寿命期内需要多次开关盖操作，极易造成主螺栓11和主螺孔螺纹14损伤。通常，主螺栓11发生不可逆的损伤可通过更换方式进行处理，但主螺孔螺纹14一旦发生严重损伤，由于其无法更换，将会对核电厂的运行安全和寿命造成严重影响。

根据国内外多个机组曾发生过RPV主螺孔螺纹14不同程度损伤的经验反馈，在RPV制造、安装和运行过程中，因各种原因(误操作、加工不当、外来异物、坑点、凸起、刮伤、变形等)引起主螺孔损伤的情况时有发生。为了保障核电厂运行的安全，就需要对RPV主螺孔损伤进行修复。针对RPV主螺孔不同的损伤程度，目前主要有以下3种修复技术：

1)磨削修复技术：对于主螺孔螺纹14出现的轻度损伤，可通过磨削、梳铣刀等方式进行简单修复。

2)扩孔修复技术：对于主螺孔螺纹14出现较大缺陷、影响螺纹连接强度时，修复工作变得非常复杂，常规的磨削、梳铣刀方式无法满足修复要求。此种情况可通过扩孔修复技术修复主螺孔，同时需要为扩孔修复后的主螺孔重新配置相匹配的主螺栓，例如，法国曾发生过在工厂用机床将3个M155×4的主螺孔沿螺旋线扩孔至M157×4的案例。

3)衬套修复技术：对于主螺孔螺纹14出现较大缺陷，当采用沿原螺旋线扩孔修复技术无法满足修复要求时，可通过使用螺纹衬套修复技术进行修复。螺纹衬套修复是将主螺孔螺纹14全部去除加工成光孔，在光孔的基准上重新镗(铣)新螺纹孔，再配做一个螺纹衬套安装于主螺孔中，所述螺纹衬套呈圆筒壳式结构，其内、外壁面均有螺纹，外螺纹与主螺孔的螺纹啮合，内螺纹与主螺栓的螺纹啮合。例如，美国西屋公司曾使用薄壁螺纹衬套修复过WATTS BAR核电厂2号机组RPV的3个主螺孔。

但是，上述修复技术都存在不同的缺陷：磨削修复技术只能对主螺孔螺纹14出现的轻度损伤进行简单修复，对于较大的缺陷无能为力；扩孔修复技术对扩孔尺寸有限制要求，只允许扩孔至M157×4，当损伤超过一定尺寸时则无法再采用该修复技术；螺纹衬套修复技术要求扩孔尺寸较大，而较大的扩孔尺寸会导致RPV容器法兰13局部结构刚度减弱后的应力变化，从而限制了衬套修复技术的应用。

有鉴于此，为了保障核电厂运行的安全，针对RPV在制造、安装和运行过程中可能出现的主螺孔损伤情况，确有必要提供一种能够克服上述问题的RPV主螺孔损伤修复方法。

发明内容

本发明的目的在于：提供一种RPV主螺孔损伤修复方法，以解决主螺孔扩孔尺寸过大导致RPV容器法兰结构刚度减弱的问题，有效保证核电厂的安全运行。

为了实现上述发明目的，本发明提供了一种核电厂反应堆压力容器的主螺孔损伤修复方法，其包括以下步骤：

1)对受损的RPV主螺孔进行扩孔处理，去除原螺纹及损伤缺陷；

2)采用自动脉冲钨极惰性气体保护焊在RPV主螺孔底部沿内壁从下向上连续实施横焊位多焊道多层焊接；

3)对主螺孔内壁焊缝金属进行机械加工，将多余的焊缝金属完全去除，去除完成之后，对主螺孔内壁焊缝金属进行新螺纹加工，得到符合设计尺寸要求的主螺孔。

作为本发明核电厂反应堆压力容器的主螺孔损伤修复方法的一种改进，所述步骤2)的焊接层数不少于三层，前三层焊缝金属的焊接热输入率逐层增加，第三层及以上层焊缝金属的焊接热输入率保持一致。

作为本发明核电厂反应堆压力容器的主螺孔损伤修复方法的一种改进，所述步骤2)中，第二层焊缝金属的焊接热输入率为第一层焊缝金属的焊接热输入率的1.30～1.45倍，第三层焊缝金属的焊接热输入率为第一层焊缝金属的焊接热输入率的1.45～1.55倍。

作为本发明核电厂反应堆压力容器的主螺孔损伤修复方法的一种改进，所述步骤2)焊接时采用的焊接材料为核电站低合金钢焊接返修用超低氢低合金钢焊丝，焊丝的碳含量不超过0.06％wt。

作为本发明核电厂反应堆压力容器的主螺孔损伤修复方法的一种改进，所述焊丝的直径为1.0mm。

作为本发明核电厂反应堆压力容器的主螺孔损伤修复方法的一种改进，所述步骤2)焊接过程中，各层的焊接起弧和收弧处的焊趾位置均不能覆盖过前一层的焊接起弧处和收弧处的焊趾，以避免新焊接层直接与低合金钢母材接触而导致新焊接层的焊接热恶化低合金钢母材性能。

作为本发明核电厂反应堆压力容器的主螺孔损伤修复方法的一种改进，所述步骤2)焊接过程中，各层的焊接起弧和收弧处的焊趾与前一层的焊接起弧和收弧处的焊趾之间的距离保持为2mm～2.5mm。

作为本发明核电厂反应堆压力容器的主螺孔损伤修复方法的一种改进，所述步骤2)是在环境温度不低于5℃下实施焊接。

作为本发明核电厂反应堆压力容器的主螺孔损伤修复方法的一种改进，所述步骤2)焊接过程中，焊道之间的道间温度不超过180℃，焊道搭接量为40％～60％。

作为本发明核电厂反应堆压力容器的主螺孔损伤修复方法的一种改进，所述步骤2)焊接完成后，在环境温度不低于5℃下直接冷却，无须进行常规条件下低合金钢部件焊接后所要进行的后热缓慢冷却工序，且无须进行常规条件下低合金钢部件焊接后所要进行的焊后热处理工序。

作为本发明核电厂反应堆压力容器的主螺孔损伤修复方法的一种改进，所述步骤2)焊接前后需进行目视检验、尺寸检验、液体渗透检验中的一种或几种检测。

与现有技术相比，本发明核电厂反应堆压力容器的主螺孔损伤修复方法通过焊接和机加工制备新螺纹，可有效修复RPV主螺孔螺纹的严重损伤，应用前景和经济效益巨大；同时，本发明可以在不进行焊后热处理的情况下，保证低合金钢焊缝及热影响区组织和性能满足设计要求，非常有利于在现场无法进行焊后热处理的情况下实施。

附图说明

下面结合附图和具体实施方式，对本发明核电厂反应堆压力容器的主螺孔损伤修复方法及其有益效果进行详细说明。

图1为核电厂反应堆压力容器的结构示意图。

图2为本发明核电厂反应堆压力容器的主螺孔损伤修复方法的流程示意图。

图3为本发明核电厂反应堆压力容器的主螺孔损伤修复方法的主螺孔内壁焊接示意图。

图4为图3中I部分的放大图。

图5为图3中II部分的放大图。

具体实施方式

为了使本发明的目的、技术方案及其有益技术效果更加清晰，以下结合附图和具体实施方式，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。

自动脉冲钨极惰性气体保护焊(GTAW)是国际上气体保护电弧焊中焊接质量较好的方法之一，焊接时由送丝机构送进焊丝，焊枪根据设定的轨迹自动行走进行焊接，惰性保护气体(氩气、氦气等)从焊枪的喷嘴中连续喷出，在熔池周围形成气体保护层隔绝空气。相比目前核电工程普遍采用的手工焊条电弧焊(SMAW)，自动脉冲钨极惰性气体保护焊(GTAW)可以更精确地控制焊接热输入率、改善焊缝成型、提高焊缝质量。自动焊代替手工焊不仅可避免人为因素对焊接质量的不利影响，同时也可以有效减少维修人员的受辐射剂量。

请参阅图2，本发明核电厂反应堆压力容器的主螺孔损伤修复方法包括以下步骤：

S1：对受损的RPV主螺孔进行扩孔处理，去除原螺纹及损伤缺陷。此步骤采用机加工设备对RPV主螺孔进行扩孔处理，去除受损主螺孔中的所有螺纹及损伤缺陷，扩孔后主螺孔的内径尺寸为去除所有螺纹和去除所有损伤缺陷两者之间的较大值。

S2：焊接修复主螺孔。请参阅图3-5，此步骤采用自动脉冲钨极惰性气体保护焊(GTAW)在RPV主螺孔底部沿内壁从下向上连续实施横焊位多焊道多层焊接。发明人研究发现，在自动脉冲钨极惰性气体保护焊时，若各层焊缝金属的焊接热输入率符合以下条件，可以确保低合金钢焊缝及热影响区具有良好的组织和性能(低硬度和高韧性)，从而免除常规焊接条件下所要进行的低合金钢焊后热处理，所述条件是：焊接层数不少于三层，前三层焊缝金属的焊接热输入率逐层增加，第二层焊缝金属的焊接热输入率为第一层焊缝金属的焊接热输入率的1.30～1.45倍，第三层焊缝金属的焊接热输入率为第一层焊缝金属的焊接热输入率的1.45～1.55倍；第三层及以上层焊缝金属的焊接热输入率保持一致。

焊接材料采用一种核电站低合金钢(法国牌号16MND5，属于Mn-Ni-Mo钢)焊接返修用超低氢低合金钢焊丝，焊丝直径为1.0mm。本发明所采用的超低氢低合金钢焊丝的碳含量不超过0.06％wt，确保焊接前不需要预热，即可有效避免焊缝冷裂纹的产生。

焊接前，在环境温度不低于5℃下实施焊接。焊接过程中，焊道之间的道间温度不超过180℃，焊道搭接量为40％～60％。焊接完成后，在环境温度不低于5℃下直接冷却，无须进行常规条件下低合金钢部件焊接后所要进行的后热缓慢冷却工序，且无须进行常规条件下低合金钢部件焊接后所要进行的600℃左右的焊后热处理工序，也即可以免除焊后热处理工序。

表1所示为本发明的具体焊接参数，焊接层数为三层或以上。

表1、本发明的焊接技术参数表

焊接过程中，各层的焊接起弧和收弧处的焊趾位置均不能覆盖过前一层的焊接起弧处和收弧处的焊趾，以避免新的焊接层直接与低合金钢母材接触而导致本层的焊接热恶化低合金钢母材性能。例如：在焊接第二层时，第二层焊接起弧和收弧处的焊趾位置均不能覆盖过第一层的焊接起弧处和收弧处的焊趾，以避免第二层直接与低合金钢母材接触而导致第二层的焊接热恶化低合金钢母材性能。类似地，在焊接第三层时，第三层焊接起弧和收弧处焊趾位置均不能覆盖过第二层起弧处和收弧处的焊趾，以避免第三层直接与低合金钢母材接触而导致第三层的焊接热恶化低合金钢母材性能。在本发明的优选实施方式中，各层的焊接起弧和收弧处的焊趾与前一层的焊接起弧和收弧处的焊趾之间的距离保持为2mm～2.5mm。

为了确保和验证焊缝质量，步骤S2还包括焊接前后的质量检验工序，具体包括：焊接前目视检验、尺寸检验、液体渗透检验等；焊接后目视检验、尺寸检验、液体渗透检验、超声波检验等。

S3：制备新螺纹。此步骤中对主螺孔内壁焊缝金属进行机械加工，根据螺纹设计尺寸，将多余的焊缝金属完全去除；去除完成之后，采用攻螺纹设备对主螺孔内壁焊缝金属进行新螺纹加工，得到符合设计尺寸要求的主螺孔。

通过以上描述可知，本发明核电厂反应堆压力容器的主螺孔损伤修复方法通过焊接和机加工制备新螺纹，可有效修复RPV主螺孔螺纹的严重损伤，应用前景和经济效益巨大；同时，本发明可以在不进行焊后热处理的情况下，保证低合金钢焊缝及热影响区组织和性能满足设计要求，非常有利于在现场无法进行焊后热处理的情况下实施。因此，本发明至少具有以下优点：

1)通过焊缝金属重新加工制备新螺纹，恢复主螺孔的螺纹结构，可以将现场安装和在役运行阶段RPV主螺孔损伤螺纹修复至原设计要求，有效保证核电厂的安全运行；

2)解决了衬套修复技术中主螺孔扩孔尺寸过大导致RPV容器法兰结构刚度减弱的问题；

3)将自动脉冲钨极惰性气体保护焊(GTAW)引入核电厂RPV主螺孔螺纹损伤的修复，当使用本发明限定的焊接热输入率时，可以无需进行焊后热处理，可降低低合金钢焊缝热影响区的硬度，保证低合金钢焊缝热影响区的良好韧性，有效避免低合金钢焊缝及热影响区组织粗大、硬度高、韧性低的问题；

4)解决了RPV主螺孔在现场安装和在役运行阶段进行焊接修复时，焊后热处理无法实施的难题。

5)焊接时采用超低氢焊材，焊材碳含量非常低(碳含量不超过0.06％wt)，焊接前不需要预热，可有效避免焊缝冷裂纹的产生。

6)本发明也可以推广至其他大型容器和设备中具有螺纹孔结构的螺纹损伤的修复。

根据上述说明书的揭示和教导，本发明所属领域的技术人员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 (10)

1.一种核电厂反应堆压力容器的主螺孔损伤修复方法，其特征在于，包括以下步骤：

1)对受损的RPV主螺孔进行扩孔处理，去除原螺纹及损伤缺陷；

2)采用自动脉冲钨极惰性气体保护焊在RPV主螺孔底部沿内壁从下向上连续实施横焊位多焊道多层焊接，焊接材料采用核电站低合金钢16MND5焊接返修用超低氢低合金钢焊丝，焊接层数不少于三层，前三层焊缝金属的焊接热输入率逐层增加，第二层焊缝金属的焊接热输入率为第一层焊缝金属的焊接热输入率的1.30～1.45倍，第三层焊缝金属的焊接热输入率为第一层焊缝金属的焊接热输入率的1.45～1.55倍；

3)对主螺孔内壁焊缝金属进行机械加工，将多余的焊缝金属完全去除，去除完成之后，对主螺孔内壁焊缝金属进行新螺纹加工，得到符合设计尺寸要求的主螺孔。

2.根据权利要求1所述的核电厂反应堆压力容器的主螺孔损伤修复方法，其特征在于：所述步骤2)的焊接层数大于三层时，第三层及以上层焊缝金属的焊接热输入率保持一致。

3.根据权利要求1所述的核电厂反应堆压力容器的主螺孔损伤修复方法，其特征在于：所述步骤2)中焊丝的碳含量不超过0.06％wt。

4.根据权利要求3所述的核电厂反应堆压力容器的主螺孔损伤修复方法，其特征在于：所述焊丝的直径为1.0mm。

5.根据权利要求1所述的核电厂反应堆压力容器的主螺孔损伤修复方法，其特征在于：所述步骤2)焊接过程中，各层的焊接起弧和收弧处的焊趾位置均不能覆盖过前一层的焊接起弧处和收弧处的焊趾，以避免新焊接层直接与低合金钢母材接触而导致新焊接层的焊接热恶化低合金钢母材性能。

6.根据权利要求5所述的核电厂反应堆压力容器的主螺孔损伤修复方法，其特征在于：所述步骤2)焊接过程中，各层的焊接起弧和收弧处的焊趾与前一层的焊接起弧和收弧处的焊趾之间的距离保持为2mm～2.5mm。

7.根据权利要求1所述的核电厂反应堆压力容器的主螺孔损伤修复方法，其特征在于：所述步骤2)是在环境温度不低于5℃下实施焊接。

8.根据权利要求1所述的核电厂反应堆压力容器的主螺孔损伤修复方法，其特征在于：所述步骤2)焊接过程中，焊道之间的道间温度不超过180℃，焊道搭接量为40％～60％。

9.根据权利要求1所述的核电厂反应堆压力容器的主螺孔损伤修复方法，其特征在于：所述步骤2)焊接完成后，在环境温度不低于5℃下直接冷却，无须进行常规条件下低合金钢部件焊接后所要进行的后热缓慢冷却工序，且无须进行常规条件下低合金钢部件焊接后所要进行的焊后热处理工序。

10.根据权利要求1所述的核电厂反应堆压力容器的主螺孔损伤修复方法，其特征在于：所述步骤2)焊接前后需进行目视检验、尺寸检验、液体渗透检验中的一种或几种检测。

Images