“华龙一号”反应堆压力容器关键焊接技术
邹国伟，王伟波
（中广核工程有限公司，广东深圳518124）
摘要：
核反应堆压力容器是核电站唯一不可更换的核心设备，承受高温、高压、强辐射，设计标准规格高、制造工艺难度大、质量控制要求严，而关键焊接技术直接影响设备的质量及制造进度，不仅与核电站建设、运营的经济效益息息相关，更是核安全的基石，甚至影响国家安全。通过对“华龙一号”RPV 关键焊接技术的特点及典型质量问题的分析，对焊接工艺、技术的研究，优化以及工程实践，显著提升了“华龙一号”RPV 的焊接质量，同时大幅缩短制造工期、节约工程成本，对后续“华龙”RPV 的制造提供了宝贵的技术积累和工程经验。
关键词：
华龙一号；反应堆压力容器；焊接技术；工艺优化；质量中图分类号：TG40文献标志码：C 文章编号：
1001-2303（2020）12-0065-09DOI ：
10.7512/j.issn.1001-2303.2020.12.14
本文参考文献引用格式：邹国伟，王伟波.“华龙一号”反应堆压力容器关键焊接技术[J].电焊机，2020，50（12）：65-73.
收稿日期:2020-08-15
作者简介：邹国伟（1982—），男，本科，工程师，主要从事核电及特
种设备焊接的研究。E-mail ：*******************。
0前言
核电是人类迄今为止设计的最为复杂的能源
系统，它利用核聚变或核裂变产生的巨大能量进行发电，是目前已知最清洁、最高效的能源。核电站主要堆型有石墨堆、压水堆、重水堆、沸水堆，快中子堆、高温气冷堆、钠冷堆等核裂变反应堆以及被称作“人造太阳”的核聚变反应堆。目前，世界主要建设的民用商业核电站堆型开始由二代加（以法国压水堆CPR1000为代表）发展为三代核电技术，在建机组最多的是中国的“华龙一号”（HPR1000）以及美国的AP1000堆型。世界核电主流堆型概况如图1所示。
核电设备质量是核电厂安全的基础。核电厂由核岛、常规岛和电站辅助设施及核电厂的安全防护设施组
成。核岛为核电厂的核心部分，主要部件为核反应堆压力容器（简称RPV ）、蒸汽发生器、稳压器、主泵、主管道组成的一回路系统。压水堆核电厂运行原理如图2所示。
“华龙一号”是“走出去”倡议及“一带一路”建设
的“中国名片”[1]
，其核电技术在二代加核电（CPR1000）的成熟设计基础上融合法国、美国三代核电（EPR1700、
AP1000）的先进设计，更加安全和经济。RPV 是核岛一
回路的核心设备（见图3），也是核电站唯一不能更换的设备，是防止核泄漏的重要屏障。其质量关系着核安全、国家安全，其制造进度是核电工程60个月建设周期中一级里程碑，关系核电站建设、运营的经济性[2]。
“华龙一号”RPV 采用RCC-M 2007标准设计、制造，设计结构相比二代加（CPR1000）堆型RPV 显著改变，且设计寿命更长（60年），水压试验压力更大（24.6MPa ），设备尺寸更大（总高12580mm ，内径4340mm ，筒体最大壁厚290mm ，总重350t ）。拉长关键路径的同时，也导致焊接技术要求更高、焊
图1世界核电主流堆型概况
Fig.1
宰orld ’s main nuclear reactor
图2
压水堆核电厂运行原理
Fig.2
Schematic diagram of PWR operation
接工艺难度更大，增加了焊接质量风险。HPR1000RPV 与CPR1000、AP1000主要设计参数对比如表1所示，制造完工图如图4所示。
1关键焊接技术概述
焊接是“华龙一号”RPV 的主要制造工艺，其关键路径上的主要焊缝焊接质量要求高、工艺难度大、制造工期长，关键焊接技术参数如表2所示，主要部件及关键焊缝如图5所示。
中国一重是我国制造核反应堆压力容器最多的工厂，该厂近5年三大核电公司部分主流堆型RPV 关键路径部分主要焊缝质量概况如图6所示。
焊缝一次无损检测（RT+UT ）100%合格的质量数据比传统的焊缝合格率（合格焊缝底片或长度占比）的统计方法更为严苛，可更显著地反映出焊缝质量对制造进度的影响。这是因为焊缝返修从开启
不符合项、分析缺陷原因、制定及审批方案，至补焊
及热处理（若有）完成，再检测合格，耗时至少为1个月，对进度影响显著。例如：某项目RPV 的马鞍焊缝返修耗时3年才完成；焊缝一次合格率100%的防城港3号RPV 制造进度较同类设备缩短超过30%，经济效益和社会效益显著[3]。
2
关键焊接技术
2.1
大面积堆焊技术
RPV 的大面积堆焊主要分为主锻件内壁大面积堆焊和接管大端曲面堆焊两类。2.1.1锻件内壁大面积堆焊
锻件内壁大面积堆焊以带极埋弧堆焊（SAW ）为主，其中6个大锻件（上封头、顶盖法兰、接管段、堆芯筒体、过渡段、下封头）内壁堆焊采用0.5mm 伊50mm 焊带，密封面及6个进出口接管内壁堆焊采
图3
中广核“华龙一号”主设备效果图
Fig.3
Effect picture of CGN HPR1000main equipment
焊接工艺
第50卷
表1
核电主流堆型RPV 主要设计参数对比图4HPR1000RPV 制造完工Fig.4HPR1000RPV was completed
焊接工艺
邹国伟，等：“华龙一号”反应堆压力容器关键焊接技术第12期
表2
“华龙一号”RPV 关键焊接技术用0.5mm ×30mm 焊带，接管段对于无法使用带极
堆焊的边缘部位采用焊条电弧焊（SMAW ）。堆焊焊接参数和焊缝简图以及焊接照片分别如表3和图
7所示。
反应堆reactor游戏
2.1.2典型质量问题1
典型质量问题1：接管段内壁斜面区域体积型
表3
大面积堆焊焊接参数
图5
HPR1000RPV 主要部件及关键焊缝
Fig.5
Main components and key welds of HPR1000RPV
注：鉴于AP1000堆型采用整体顶盖设计及制造，较CPR1000及HPR1000减少了顶盖法兰和上封头的焊缝，为便于对比质量情况，上表未计入顶盖法兰焊缝的质量数据。
图6主流堆型RPV 关键焊缝质量统计Fig.6
Key welds quality statistics of HPR1000RPV
焊接工艺
第50卷
缺陷，夹渣、熔合不良。
技术改进方案：调整辊轮架，将工件整体倾斜，使待堆焊的7°、16°斜面分别接近水平位置施焊，尽可能降低焊缝金属熔池侧向流动力，减少焊道边缘未熔合；调整焊带与焊接方向角度，由垂直于焊接方向调至偏转45°角，约可抵消7°斜面焊缝金属熔池的重力流动；对斜面等高风险待焊表面增加抛磨工序，清除表面轻微氧化层，保证彻底清洁，进一步提高母材、焊缝过渡金属的纯净度，提高结合力；优化斜面位置的修磨工艺，平滑过渡，消除前道成型不良导致的夹渣缺陷。2.1.3典型质量问题2
典型质量问题2：顶盖法兰密封面堆焊非体积性缺陷，疑似剥离（见图8）。
技术改进方案：降低首层焊接的预热温度至标准及焊接工艺评定、规程允许的下限（根据工艺控制水平留出5~10℃的温度裕量，避免工件受热不均匀导致的局部预热温度过低）、焊接热输入，从而降低熔覆金属结晶在高温区停留的时间，以减少易剥离Ⅱ型晶粒边界产生；分别从设计、工艺、施焊三个方面尽可能降低堆焊层厚度，从内侧逐步向外侧施焊，减小或平衡堆焊层外径边缘的巨大残余拉应力。2.1.4接管大端曲面堆焊
传统工艺为SMAW ，现已逐步向机动氩弧焊（GTAW/TIG ）发展，并研发应用了双钨极TIG 。为提高焊接熔覆效率，单钨极TIG 堆焊一般采用热丝焊接，电流0~50A ；双钨极TIG 堆焊的送丝速度可达4000mm/min ，熔敷效率非常高，约为单钨极热丝TIG 堆焊的4倍。双钨极TIG 堆焊的焊缝是由柱状奥氏体与铁素体组成的典型奥氏体焊缝组织，奥氏体晶粒尺寸大于单钨极晶粒尺寸，堆焊层硬度分布、冲击性能、晶间腐蚀、化学成分等性能与单钨极TIG 堆
图7RPV 大面积堆焊
Fig.7
Large area overlaying of RPV
焊接工艺
邹国伟，等：“华龙一号”反应堆压力容器关键焊接技术第12期
焊接近，熔合线附近也存在与熔合线基本垂直的Ⅰ
型边界和容易产生沿晶界剥离缺陷的Ⅱ型边界（与熔合线接近平行，见图9）。高效的双钨极TIG 堆焊，焊缝理化性能和机械性能良好，但对焊接电源质量、焊接系统稳定性、焊接操作人员技能要求较高[4]。
“华龙一号”RPV 进、出口接管大端面双钨极堆焊的焊接参数、焊缝简图以及焊接照片分别如表4、图10所示。
典型质量问题：焊道变换的拐弯处、焊接位置改变的过渡区熔合不良，道间体积型缺陷。
技术改进方案：适当降低焊接速度或换装反馈
响应速度更快、运行更稳定的焊接电源可为机动焊
机提供高效稳定的焊接电弧；高速送丝对焊接系统送丝机构的磨损较大，需采用更为稳定的送丝机构，定期检查维护，及时更换耗材；对于焊接操作人员，选择技术能力过硬、责任心强的人员进行定向培养，择优录用，并在核电产品施焊前具有过类似产品或模拟件焊接操作的丰富经验为佳。
2.2主环缝
“华龙一号”RPV 主环缝共4条：上封头+顶盖法兰、过渡段+下封头（2条向心焊缝）；接管段+堆芯筒体+过渡段（2条水平焊缝），主环缝均为窄间
图8
RPV 密封面堆焊层缺陷
Fig.8
Defects of RPV sealing surface overlaying
图9
单钨极(上)、双钨极(下)TIG 堆焊层晶界情况Fig.9
Grain boundaries of single TIG (upper)and
twin-electrode TIG (lower)

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