CN117226218B - 一种压水堆核电冷却剂主泵的堆焊工艺 - Google Patents

Abstract

本发明公开了一种压水堆核电冷却剂主泵的堆焊工艺，包括以下步骤：按照RCC‑M的设计要求选择核电冷却剂主泵焊接母材；对工件待焊区域进行焊前预处理和检验；将泵壳放置在专用变位工装上，将焊内表面和外表面置于水平位置或垂直位置；采用双钨极焊枪，按照两钨极沿焊接方向纵列的方式将焊枪布置在工件待焊区域附近；对待焊表面进行预热；在已经预热的表面进行不锈钢过渡层的堆焊；对焊接区及其邻近区域进行后热；清理不锈钢过渡层表面，实施不锈钢耐腐蚀表面的堆焊；进行工件的整体焊后热处理；对焊缝表面进行无损和破坏性检验。能够进一步降低热输入、具有适当铁素体百分比以及改善降低组织粗化程度，从而降低堆焊层下裂纹风险。

Description

一种压水堆核电冷却剂主泵的堆焊工艺

技术领域

本发明涉及核电冷却剂主泵焊接技术领域，尤其是一种压水堆核电冷却剂主泵的堆焊工艺。

背景技术

反应堆冷却剂泵，即主泵，是核电站回路主系统中唯一连续运转的设备，是核电站的心脏。主泵的运行条件十分苛刻，所输送的介质是压力152bar、温度290℃且兼具有高辐射性和一定腐蚀性的核电站一回路主冷却剂---硼酸溶液。考虑到核安全和环保，要求制造主泵泄露量要小、运转可靠性要高，而且还须考虑核电站长期运行的经济性，因此，主泵必须安全运行。作为主泵构成的各部件中最重要的关键部件之一，主泵泵壳是直接承受这种特殊冷却剂的重大部件，寿命设计高达60年，其制造工艺技术一直是各核电大国重点攻关的内容。

截止目前，包括美国和法国在内的全球核电大国围绕核电站冷却剂主泵泵壳展开了两种制造工艺路线，其一是以美国为主的泵壳技术路线，通过牌号Z3CN20-09M奥氏体-铁素体双相不锈钢的铸造工艺实现，这种制造工艺不需要对内外表面整体堆焊不锈钢；其二是以美国钢种牌号SA508Gr3cl1为代表的系列低合金高强钢，这种制造工艺需要对内腔表面堆焊不锈钢，其工艺性一直受到材质局限性仍有很大改进空间，例如最近相关资料表明，这种材料的改进型合金SA508Gr4N正在研制中。其中，第一种制造工艺的历史最长，成熟度最高，但是在满足60年的设计寿命方面存在不足，第二种制造工艺是近二十年才用于商业核电站工程其材质属于美国ASME体系下的合金，在与以法国RCC-M为核电站设计建造规范的核电站系统匹配程度上存在进一步的改善空间。本发明专利综合考虑这两种泵壳制造工艺和系统匹配上的不足，提出一种兼具工艺性和系统匹配性的新型核电主泵泵壳焊接工艺技术。

发明内容

本发明的发明目的在于：针对上述存在的问题，提供一种压水堆核电冷却剂主泵的堆焊工艺，能够进一步降低热输入、具有适当铁素体百分比以及改善降低组织粗化程度，从而降低堆焊层下裂纹风险。

本发明采用的技术方案如下：

一种压水堆核电冷却剂主泵的堆焊工艺，包括以下步骤：

1)按照RCC-M的设计要求选择核电冷却剂主泵焊接母材；

2)对工件待焊区域进行焊前预处理和检验；

3)将泵壳放置在专用变位工装上，以此将焊内表面和外表面置于水平位置或垂直位置；

4)采用双钨极焊枪，按照两钨极沿焊接方向纵列的方式将焊枪布置在工件待焊区域附近；

5)根据待焊区域壁厚大小对待焊表面进行预热至规定温度；

6)在已经预热的表面进行不锈钢过渡层的堆焊；

7)对焊接区及其邻近区域进行后热；

8)清理不锈钢过渡层表面，实施不锈钢耐腐蚀表面的堆焊；

9)进行工件的整体焊后热处理；

10)对焊缝表面进行无损和破坏性检验。

本发明针对现有焊接工艺容易出现的堆焊层下裂纹和组织粗化，通过优化焊接母材和工艺参数进一步降低母材组织粗化和裂纹的风险，不仅可以防止大电流高速下常规TIG焊易产生的驼峰和咬边缺陷，而且可以保证优异的稀释率和铁素体百分比。具体的，本发明提供一种优于现有技术且便于实施的有效工艺技术，从母材成分、纯洁度、焊接规范参数和热循环等影响核电冷却剂主泵堆焊的关键步骤出发，能够降低热输入、显微组织及焊接冷裂纹倾向，细化焊缝及其邻近母材组织晶粒度，从而降低堆焊层下裂纹风险。

可供选择的，所述步骤1中，采用16MND5锻钢作为核电冷却剂主泵焊接母材，所述16MND5锻钢的主要成分包括（%）：C≤0.22，Si=0.10-0.30，Mn=1.15-1.60，P≤0.08，S≤0.08，Cr≤0.25，Ni=0.58-0.80，Mo=0.43-0.57，Cu≤0.08，V≤0.01，Al≤0.04，Co≤0.03。

在本发明中，所述工件采用法国RCC-M核电建造规则技术体系下的16MND5锻钢作为新型泵壳焊接技术的母材。16MND5是RCC-M体系下一种低合金高强钢，由于其优异的工艺性和耐中子辐照催化等特性，广泛用于核电站一回路中的大壁厚主设备，如压力容器和蒸发器等。但是在现有的核电站主设备中，冷却剂主泵泵壳的主流技术却一直采用美国SA508Gr3cl1合金作为主泵泵壳材料，这对于以法国RCC-M为设计建造规则的核电站来说，选用美国的SA508Gr3cl1作为泵壳材料存在兼容性问题。

如前所述，现有的泵壳焊接技术中，几乎全部采用美国合金体系下的SA508Gr3cl1作为母材。从焊接工艺性的角度考虑，设计标准ASME对SA508Gr3有着比较宽泛的C元素及其他合金元素成分规定，按照国际焊接学会推荐的裂纹倾向性预测公式⊿G=Cr+3.3Mo+8.1V-2（%），SA508Gr3允许的各元素成分范围可能导致⊿G=0.63，非常不利于焊接裂纹的控制，尤其是超厚核电一级部件的焊接。

本发明针对SA508Gr3cl1作为焊接母材存在的不足，提出以法国RCC-M核电技术体系下的16MND5锻钢作为母材，其主要成分是（%）：C≤0.22，Si=0.10-0.30，Mn=1.15-1.60，P≤0.08，S≤0.08，Cr≤0.25，Ni=0.58-0.80，Mo=0.43-0.57，Cu≤0.08，V≤0.01，Al≤0.04，Co≤0.03，一定的杂质含量。相比现有的SA508cl3，这种焊接母材钢降低了C、Mn、S、P和Si元素含量，提高了Ni元素含量。因此16MND5焊接冷脆性变好，回火脆性降低，宏观偏析现象减弱，有利于增加主泵泵壳壁厚，促进核电站的高功率化和大型化。尤其是碳当量较大，脆硬组织趋势较大，如果预热温度不当，容易导致堆焊层延迟冷裂纹的发生。

可供选择的，所述16MND5锻钢中H元素含量小于1.5ppm。防止焊接过程中出现层下氢致延迟裂纹，氢致延迟裂纹通常出现在焊接表面下方，会导致泵壳焊缝的强度降低，从而导致泵壳的可靠性下降。这可能会导致泵壳在使用过程中出现漏水、破裂等问题，泵壳内的高温、高压冷却剂可能会泄漏，导致爆炸、放射性物质泄露等严重后果，进而影响核电站的安全运行。

可供选择的，所述16MND5锻钢中的非金属夹杂物总量≤4级；其中，硫化物≤1.5级，氧化物≤0.5级。防止焊接过程中因为非金属夹杂物形成焊缝内的脆性区域，从而导致层下热裂纹。层下热裂纹是指出现在焊接缝与母材交接处下层的裂纹，通常在焊接后的组织和结构中形成。层下热裂纹会导致焊接部位变脆、裂纹扩展，进而影响到泵壳的机械性能和强度，可能导致泵壳破裂或失效。

可供选择的，所述步骤4中，焊炬在焊接过程中沿垂直于焊接方向进行横向摆动。能够降低电弧熔深，搅动熔池，降低电弧熔深提高焊缝晶粒各项异性程度，并提高晶粒度大小，防止裂纹扩展。此外，由于双钨极电流不对称，电弧出现向小电流一边偏转的问题，如果采取摆动焊接，将改善焊缝的均匀程度。

可供选择的，所述步骤6中，采用直径φ0.8mm的ER309L进行过渡层施焊；所述步骤8中，采用直径规格为φ1.2mm的ER308L进行耐腐蚀层焊缝施焊。通过小规格的焊丝能够促使施焊接电流和电压的减少，从而避免大规格焊接材料所用大电流和大电压引起的母材过热和微观组织粗大等不利影响；小规格的焊丝更有利于全位置的焊接，所得的焊缝成型质量相比于现有焊接材料更有利于主泵泵壳弧形面的堆焊。

可供选择的，过渡层采用电压6.0-7.0V；耐腐蚀层及后续焊道采用电压10-12V。较小的电流和电压会提供较小的热输入，避免母材过热和微观组织粗大的不利影响，而且将减少母材对堆焊层的稀释程度，保证堆焊层具有更加优化的δ铁素体比例（5%-8%），减少后续热循环和电站运行过程中出现的脆化风险。

可供选择的，焊接时采取20-30°的角度偏钨极。由于当钨极的角度较小时，电弧束会相对更斜，焊缝产生的热量也会更集中，熔深会较浅，焊缝也会更狭窄。而当钨极的角度较大时，电弧束更垂直，焊缝产生的热量分散，熔深会增加，也会产生较宽的焊缝。因此，焊接时采取20-30°的角度偏钨极，能够实现堆焊焊缝熔深浅，实现对焊缝熔深和焊缝宽度的控制，从而实现更加精准和稳定的堆焊。

可供选择的，采用偏钨极并排放置。能够实现较小的钨极间距，更容易确保电弧稳定燃烧。通常情况下，钨极之间的间距较大会导致电弧不够稳定，容易产生电弧跳动或漂移等现象，影响堆焊质量。因此，采用并排放置的方式，可以将两个或多个钨极靠在一起，有效减小钨极之间的间距，从而使得电弧更加稳定，焊接质量更加稳定和可靠。

可供选择的，焊接第一层过渡焊缝前，泵壳的不同部位采用不同的预热温度进行预热，其中对厚度150-200mm的内壁堆焊，待焊区域及其邻近母材预热温度为170-185℃；对于厚度约500mm的密封面堆焊，待焊区域及其邻近母材预热至185-200℃以防止焊接过程降温过快；

层间温度170-200℃，过渡层完成后，立即进行后热300-400℃，7小时；

焊接完成后立即进行整体式焊后热处理，保温温度为595-620℃，装炉温度小于400℃，保温时间3-4小时，控制升温和降温速度小于55℃/小时，以免增加焊缝熔合线附近的应力。

具体而言，当冷却速度过快，会导致焊缝和母材温度差过大，从而引起焊接变形或产生裂缝；使得焊接区域的金属晶体变得更加粗大，从而影响焊接区域的力学性能和耐腐蚀性能；导致焊接件表面产生质量缺陷，如脱落、翘曲或氧化等。因此，通过预热温度、层间温度和后热温度能够有助于进一步减少氢致裂纹倾向。

综上所述，由于采用了上述技术方案，本发明的有益效果是：

1、本发明综合现有技术的优点，提供一种可以降低热输入、具有适当铁素体百分比以及改善降低组织粗化程度，从而降低堆焊层下裂纹风险且便于实施的一种压水堆核电冷却剂主泵的堆焊工艺。

2、本发明所提供的一种压水堆核电冷却剂主泵的堆焊工艺，是对现有技术的有益补充，不仅扩大了新型冷却剂主泵泵壳的材料选择范围，还丰富了其内壁和密封区不锈钢金属层的焊接方式。

附图说明

本发明将通过例子并参照附图的方式说明，其中：

图1是本工艺的步骤图。

图2是冷却剂主泵泵壳堆焊表面示意图。

图3是主泵泵壳内腔表面横焊位置堆焊过程示意图。

图4是主泵泵壳密封表面平焊位置堆焊过程示意图。

图5是实施例一的测试结果。

图6是实施例二的测试结果。

图中标记：1-内腔，2-密封面，3-工件表面，4-电弧，5-焊丝，6-上钨极，7-下钨极，8-左钨极，9-右钨极。

具体实施方式

下面结合附图，对本发明作详细的说明。

本说明书中公开的所有特征，或公开的所有工艺或过程中的步骤，除了互相排斥的特征和/或步骤以外，均可以以任何方式组合。

本说明书中公开的任一特征，除非特别叙述，均可被其他等效或具有类似目的的替代特征加以替换。即，除非特别叙述，每个特征只是一系列等效或类似特征中的一个例子而已。

一种压水堆核电冷却剂主泵的堆焊工艺，如图1-4所示，包括以下步骤：

1)工件母材准备：以RCC-M体系下的低合金高强钢16MND5不锈钢为焊接工件，壁厚至少90mm-500mm，工件加工形成曲率半径R和平面，对工件的待焊区域清理油污。待焊表面及足够的相邻区域采用丙醇、乙醇或丙酮清理油污，再通过自然蒸发或使用干净的不起毛布进行干燥或进行热吹。

2)焊前预处理：保持所有待焊表面及其足够的区域清洁度，应无氧化皮、油漆、铁锈、渣壳或其他可能导致质量较差的氧化物或表面污垢

3)焊前检验：对待焊表面进行液体渗透检验以检验表面的开口型缺陷，其过程包括：由具备HAF602核电渗透检验资质的人员先用不锈钢专用钢丝刷清理表面的氧化物和其他异物，对待焊表面喷洒核级产品专用的罐装渗透剂，15分钟后喷洒配套的核级产品专用显像剂，30分钟后观察是否形成圆形或线型显示，并按照核一级产品要求进行验收。

4)将泵壳放置在专用变位工装上，以此将焊内表面和外表面置于水平位置或垂直位置，采用双钨极焊枪，按照两钨极沿焊接方向纵列的方式将焊枪布置在工件待焊区域附近，减少传统焊接工艺的电流密度和电弧压力过大引起焊缝的驼峰和咬边缺陷。

5)在另一侧对待焊表面进行天然气火焰预热至规定温度，预热温度根据泵壳的不同区域壁厚进行选择适当的温度，降低工件温度过快降低，确保获得索氏体+贝氏体等优异的焊后组织。

6)采用小规格焊接材料和小规范焊接参数，在预热的16MND5工件表面上依次堆焊E309L不锈钢过渡层和E308L不锈钢耐腐蚀合金,其他关键技术按照最小热输入的目标进行调整优化。

7)在E309L不锈钢过渡层焊接后按照16MND5的工艺性进行适当的后热处理，在E308L不锈钢耐腐蚀层焊接后按照16MND5的工艺性进行适当的焊后热处理，确保具有适当的材料微观组织和晶粒尺寸，以降低堆焊层下出现微观裂纹甚至工件在运行期间存在应力腐蚀风险。

8)最终焊缝总层数为5-16层，堆焊焊缝总厚度为6-16mm。

9)对焊缝及相邻母材进行外观、渗透和超声波检验等无损检验，并通过破坏性试验进行焊缝及相邻母材的化学成分分析和显微组织分析。

具体而言，本发明采用的母材16MND5是一种有别于现有主泵泵壳技术中的母材SA508Gr3，由于材料16MND5是RCC-M核电标准体系中的一种核电站关键设备常用材料，常用于核电站压力容器、蒸发器和稳压器等主设备，但是未曾用于核电站主泵泵壳，因此选用16MND5作为核电主泵泵壳焊接母材既是对现有技术的有益补充，也提高了与其他RCC-M体系主设备的兼容性。

特别地，采用16MND5作为主泵泵壳母材，具有相比SA508Gr3更低的S、P元素含量，对于改善焊接热裂纹和反应堆辐照脆性具有明显的优势；限制材料H元素含量有助于降低焊接氢致裂纹倾向；限制16MND5母材中的非金属夹杂物，有助于进一步改善堆焊层下裂纹倾向。

此外，本发明采用小规格的氩弧焊焊丝进行施焊，小规格的焊丝相较于大规格的焊丝，其焊接过程中输出的热量更易控制，焊缝质量更容易控制。产生的热量相对较小，熔深也相对较小，不会对母材产生太大的影响。所得的焊缝成型质量相比于现有焊接材料更有利于主泵泵壳弧形面的堆焊。

正如前文所述，核电冷却剂泵泵壳主要通过带极埋弧焊、带极电渣焊或焊条电弧焊来焊接，但这些焊接工艺容易出现晶粒粗化、稀释率甚至各种层下裂纹等缺陷。为此，本发明提出了一种适合16MND5材质，能够减少晶粒粗化、稀释率甚至层下裂纹的双钨极氩弧焊接工艺，现结合说明书附图和具体实施方式对本发明进一步说明。

实施例一

参考图5，减少晶粒粗化、稀释率甚至各种层下裂纹的双钨极氩弧焊接工艺，包括如下步骤：

(1)工件母材准备：以RCC-M体系下的低合金高强钢16MND5不锈钢为焊接工件，壁厚至少90mm，工件加工形成曲率半径R1020mm，对工件的待焊区域清理油污。待焊表面及足够的相邻区域采用丙醇、乙醇或丙酮清理油污，再通过自然蒸发或使用干净的不起毛布进行干燥或进行热吹。

(2)焊前预处理：保持所有待焊表面及其足够的区域清洁度，应无氧化皮、油漆、铁锈、渣壳或其他可能导致质量较差的氧化物或表面污垢。

(3)焊前检验：对待焊表面进行液体渗透检验以检验表面的开口型缺陷，其过程包括：由具备HAF602核电渗透检验检验资质的人员先用不锈钢专用钢丝刷清理表面的氧化物和其他异物，对待焊表面喷洒核级产品专用的罐装渗透剂，15分钟后喷洒配套的核级产品专用显像剂，30分钟后观察是否形成圆形或线型显示，并按照核一级产品要求进行验收。

(4)将泵壳放置在专用变位工装上，以此将焊内表面和外表面置于水平位置或垂直位置，采用双钨极焊枪，按照两钨极沿焊接方向纵列的方式将焊枪布置在工件待焊区域附近。

(5)在另一侧对待焊表面进行天然气火焰预热至规定温度，预热温度满足泵壳的厚度进行选择。

(6)工件内壁堆焊，壁厚150-200mm，母材预热至170-185℃，母材预热：母材在第一层309L的预热温度为170-200℃，对于内壁堆焊，其厚度150-200mm，最低采用170℃的温度预热；对于密封面，其相邻母材厚度约500mm，需预热至200℃以确保焊接过程降温过快。

(7)在已经预热的表面进行不锈钢过渡层ER309L的施焊,施焊过程采用直径规格为φ0.8mm的不锈钢焊丝ER309L，电流采用脉冲式偏电流实现焊接，第一层309L主钨极80/90A，从钨极90/100A，相位差180°，另外焊丝预热电流20-40A；电压6.0-7.0V，钨极采取20-30°的角度偏钨极，为了实现较小的钨极间距，本发明采用偏钨极并排放置，更容易确保电弧稳定燃烧；焊炬在焊接过程中沿垂直于焊接方向进行横向摆动，摆动幅度10-15、摆动速度和侧边停留时间，目的是搅动熔池，提高焊缝晶粒各项异性程度，并提高晶粒度大小，防止裂纹扩展。此外，由于双钨极电流不对称，电弧出现向小电流一边偏转的问题，如果采取摆动焊接，将改善焊缝的均匀程度；气体流量：Ar+1-5%O2，气体流量9-14（100-200A）或14-18（200-300A）L/min；钨极伸出长度：（单极3-5mm）双极25-30mm，电弧长度1-3mm；送丝速度:1500-3000mm/min；焊接速度：150-200mm/min；2.4钨极间距1-5mm；层间温度：170-200℃；

(8)后热：过渡层完成后，对焊接区及其邻近区域立即进行后热300-400℃，7小时。

(9)清理不锈钢过渡层表面，实施不锈钢耐腐蚀表面的堆焊；在已经后热的不锈钢过渡层ER309L表面进行施焊,施焊过程采用直径规格为φ1.2mm的不锈钢焊丝ER308L，第二层及后续焊缝308L主钨极140/150A，从钨极134/140A，相位差180°；电压6.0-7.0V，钨极采取20-30°的角度偏钨极，为了实现较小的钨极间距，本发明采用偏钨极并排放置，更容易确保电弧稳定燃烧；焊炬在焊接过程中沿垂直于焊接方向进行横向摆动，摆动幅度10-15、摆动速度和侧边停留时间，目的是搅动熔池，提高焊缝晶粒各项异性程度，并提高晶粒度大小，防止裂纹扩展。

(10)焊后热处理：焊接完成后，在火焰加热炉或电加热炉中进行工件的整体热处理，保温温度为595-620℃，装炉温度小于400℃，保温时间3-4小时，控制升温和降温速度小于55℃/小时，以免增加焊缝熔合线附近的应力。

(11)本实施例中的焊缝总层数为5层，堆焊焊缝总厚度为5.6-6.0mm。

(12)焊缝表面检查：待工件完全冷却至20±3℃的室温环境中，对堆焊表面进行表面缺陷检查，其过程包括:由具备HAF602核电目视检验检验资质的人员借助5-10倍放大镜，检查堆焊表面是否存在驼峰、咬边和其他缺陷，并检查焊缝表面不平度小于等于0.4mm。

(13)焊缝超声波检测：借助超声波测厚仪检测堆焊层的厚度至少达到5.6mm，并检验焊缝与母材16MND5之间的冶金结合质量。

(14)焊缝化学分析：在泵壳进口或出口的堆焊层表面以下2mm的金属按照核一级产品耐硼酸腐蚀要求和中子辐照脆化进行化学分析，目标值尽可能接近ER308L的化学成分要求：C≤0.03，Si≤1.5，Mn≤2.00，P≤0.025，S≤0.025，Cr=18-21，Ni=9-13，Co≤0.10。试验检测值为：C=0.006，Si=0.41，Mn=1.52，P=0.018，S=0.018，Cr=18.4，Ni=12.33，Co=0.06.

(15)焊缝δ铁素体含量检测：对焊缝金属按RCC-M标准要求进行δ铁素体百分含量检测，依据本发明的技术方案可以实现5%-8%的δ铁素体百分含量，本实施例试验检测值为6.6%。

(16)焊缝显微组织检验：对焊缝及其邻近母材区域进行放大200倍的显微组织和晶粒度检验，确保大于等于5级。

(17)焊缝表面缺陷检验：对堆焊表面进行液体渗透检验以检验焊缝表面的开口型缺陷，其过程与前述步骤(3)相同。

如以上试验所示，利用本实施例工艺焊接的工件焊缝，相应的检测分析证明相比现有技术显示了更优异的耐腐蚀不锈钢成分控制、δ铁素体百分比例控制、显微组织和晶粒度控制，焊缝的无损检验也满足产品设计要求。

实施例二

本实施例的目的是测试超厚工件密封面焊接过程中的质量情况，结果如图6所示,该堆焊区域将承担核电站一回路冷却剂的密封功能。可以看出：本实施例相比于第一实施例，具有更厚的工件母材厚度，要求具有更多的焊道层数，需要实施不同于第一实施例的工艺参数。整个焊接过程中，堆焊表面平整，母材侧的晶粒度较细，各层结合良好，无焊缝缺陷，焊缝成形好。

具体而言，本实施例由以下实施步骤组成：

(1)工件母材准备，以RCC-M体系下的低合金高强钢16MND5不锈钢为焊接工件，壁厚至少500mm，工件分别加工形成曲率半径R702.5mm和水平平面，对工件的待焊区域清理油污。待焊表面及足够的相邻区域采用丙醇、乙醇或丙酮清理油污，再通过自然蒸发或使用干净的不起毛布进行干燥或进行热吹。

(2)焊前预处理,按照实施例一步骤(2)的方法对本区域的表面进行清洁和干燥处理。

(3)焊前检验，按照实施例一步骤(3)的方法对本区域的表面进行清洁和干燥处理。

(4)情况二，工件母材预热至185-200℃；对于内壁堆焊，其厚度150-200mm，最低采用170℃的温度预热；对于密封面，其相邻母材厚度约500mm，需预热至200℃以确保焊接过程降温过快。

(5)工件装夹，将泵壳放置在专用变位工装上，以此将待焊密封面置于水平位置，采用双钨极焊枪，按照两钨极沿焊接方向纵列的方式将焊枪布置在工件待焊区域附近；

(6)在另一侧对待焊表面进行天然气火焰预热至规定温度，预热温度满足泵壳的厚度进行选择：工件内壁堆焊，壁厚150-200mm，母材预热至170-185℃，母材预热：母材在第一层309L的预热温度为170-200℃，对于内壁堆焊，其厚度150-200mm，最低采用170℃的温度预热；对于密封面，其相邻母材厚度约500mm，需预热至200℃以确保焊接过程降温过快。预热温度和后热温度将明显增加。本实施例中，为了适应工件厚度和堆焊总后的大幅增加，其预热温度将增加至200℃，后热温度将增加至400℃。

(7)按照实施例一步骤(7)的方法对本区域的表面进行ER309L的施焊;

(8)后热：过渡层完成后，对焊接区及其邻近区域立即进行后热300-400℃，7小时。

(9)按照实施例一步骤(9)的方法对本区域的表面进行ER308L的施焊。

(10)处理：焊接完成后，在火焰加热炉或电加热炉中进行工件的整体热处理，保温温度为595-620℃，装炉温度小于400℃，保温时间3-4小时，控制升温和降温速度小于55℃/小时，以免增加焊缝熔合线附近的应力。

(11)堆焊层数明显增加。本实施例中的焊缝总层数将增加到17层，堆焊焊缝总厚度将增加到16mm。

(12)焊缝表面检查：待工件完全冷却至20±3℃的室温环境中，对堆焊表面进行表面缺陷检查，其过程包括:由具备HAF602核电目视检验检验资质的人员借助5-10倍放大镜，检查堆焊表面是否存在驼峰、咬边和其他缺陷，并检查焊缝表面不平度小于等于0.4mm。

(13)焊缝超声波检测：借助超声波测厚仪检测堆焊层的厚度至少达到16-17mm

(14)焊缝化学分析：按照实施例一步骤(13)的方法对本区域的表面进行化学分析。本实施例的试验检测值为：C=0.01，Si=0.38，Mn=1.52，P=0.020，S=0.007，Cr=18.44，Ni=12.20，Co=0.055。

(15)焊缝δ铁素体含量检测：对焊缝金属按RCC-M标准要求进行δ铁素体百分含量检测，依据本发明的技术方案可以实现5%-8%的δ铁素体百分含量，本实施例的试验检测值为7.6%。

(16)焊缝显微组织检验：对焊缝及其邻近母材区域进行放大200倍的显微组织和晶粒度检验，确保大于等于5级。

(17)按照实施例一步骤(17)的方法对本区域的表面进行液体渗透检验。

如以上试验所示，利用本实施例工艺焊接的工件焊缝，相应的检测分析证明相比现有技术显示了更优异的耐腐蚀不锈钢成分控制、δ铁素体百分比例控制、显微组织和晶粒度控制，相应的无损检验也满足产品设计要求。

综上所述，由于采用了上述技术方案，本发明的有益效果是：

本发明所提供的一种压水堆核电冷却剂主泵的堆焊工艺，非常适用于核电冷却剂主泵或其他核电站主设备的弧形大面积和厚壁堆焊。因为所述核电冷却剂主泵泵壳内腔表面将近13㎡，壁厚高达500mm，焊接位置涵盖PA/PB/PC/PD/PE/PF等，对焊接表面的均匀性和焊接层下的结合性能提出很高的要求。本发明通过优化母材成分和纯洁度，优化合适的工艺技术和必要的无损检验和破坏性试验，对于大面积和厚壁堆焊具有积极的意义。

本发明并不局限于前述的具体实施方式。本发明扩展到任何在本说明书中披露的新特征或任何新的组合，以及披露的任一新的工艺或过程的步骤或任何新的组合。

Claims (8)

1.一种压水堆核电冷却剂主泵的堆焊工艺，其特征在于：包括以下步骤：

1)按照RCC-M的设计要求选择核电冷却剂主泵焊接母材；

2)对工件待焊区域进行焊前预处理和检验；

3)将泵壳放置在专用变位工装上，以此将焊内表面和外表面置于水平位置或垂直位置；

4)采用双钨极焊枪，按照两钨极沿焊接方向纵列的方式将焊枪布置在工件待焊区域附近；

5)焊接第一层过渡焊缝前，根据泵壳的不同部位壁厚大小采用不同的预热温度对待焊表面进行预热至规定温度，其中，对厚度150-200mm的内壁堆焊，待焊区域及其邻近母材预热温度为170-185℃；对于厚度约500mm的密封面堆焊，待焊区域及其邻近母材预热至185-200℃；

6)在已经预热的表面采用ER309L、电压6.0-7.0V、20-30°的角度偏钨极进行过渡层施焊进行不锈钢过渡层的堆焊；

7)对焊接区及其邻近区域进行后热；

8)清理不锈钢过渡层表面，采用ER308L、电压10-12V、20-30°的角度偏钨极实施不锈钢耐腐蚀表面的堆焊；

9)进行工件的整体焊后热处理；

10)对焊缝表面进行无损和破坏性检验。

2.如权利要求1所述的压水堆核电冷却剂主泵的堆焊工艺，其特征在于：所述步骤1中，采用16MND5锻钢作为核电冷却剂主泵焊接母材，所述16MND5锻钢的主要成分包括（%）：C≤0.22，Si=0.10-0.30，Mn=1.15-1.60，P≤0.08，S≤0.08，Cr≤0.25，Ni=0.58-0.80，Mo=0.43-0.57，Cu≤0.08，V≤0.01，Al≤0.04，Co≤0.03。

3.如权利要求2所述的压水堆核电冷却剂主泵的堆焊工艺，其特征在于：所述16MND5锻钢中H元素含量小于1.5ppm。

4.如权利要求2所述的压水堆核电冷却剂主泵的堆焊工艺，其特征在于：所述16MND5锻钢中的非金属夹杂物总量≤4级；其中，硫化物≤1.5级，氧化物≤0.5级。

5.如权利要求1所述的压水堆核电冷却剂主泵的堆焊工艺，其特征在于：焊炬在焊接过程中沿垂直于焊接方向进行横向摆动。

6.如权利要求1所述的压水堆核电冷却剂主泵的堆焊工艺，其特征在于：所述步骤6中，采用直径φ0.8mm的ER309L进行过渡层施焊；所述步骤8中，采用直径规格为φ1.2mm的ER308L进行耐腐蚀层焊缝施焊。

7.如权利要求1所述的压水堆核电冷却剂主泵的堆焊工艺，其特征在于：采用偏钨极并排放置。

8.如权利要求1所述的压水堆核电冷却剂主泵的堆焊工艺，其特征在于：

所述步骤7中，层间温度170-200℃，过渡层完成后，立即进行后热300-400℃，7小时；

所述步骤9中，焊接完成后立即进行整体式焊后热处理，保温温度为595-620℃，装炉温度小于400℃，保温时间3-4小时，控制升温和降温速度小于55℃/小时。