在役核电站主设备安全端焊缝缺陷修复方法技术

技术编号:18154188 阅读:39 留言:0更新日期:2018-06-09 04:23
本发明专利技术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,本发明专利技术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。

Repair method for weld defect of safety terminal in main equipment of nuclear power plant in service

The invention discloses a method for repairing the end weld defect of the main equipment in the active nuclear power plant, which includes the following steps: 1) the multi layer welding of the main pipe of the low alloy steel and the low alloy steel side of the stainless steel main pipe through the weld joint; 2) the water in the main pipe of the stainless steel and the full position of multi-layer welding; And 3) overlay the subsequent weld from low alloy steel to stainless steel side on the backing layer. Compared with the existing technology, the method of repairing the weld defect of the main equipment in the main equipment of the nuclear power plant is to surmount the multi-layer anti stress corrosion resistant material on the outer wall of the defective pipe on the inner wall, in order to improve the strength of the defective pipe, and to prevent further expansion by producing the compression stress on the inner wall of the pipe, and the repair method is simple and quick. There is no need to replace the pipeline with excessive defects in the safety end weld to ensure the safe operation of the nuclear power station.

【技术实现步骤摘要】
在役核电站主设备安全端焊缝缺陷修复方法
本专利技术属于核电
,更具体地说,本专利技术涉及一种在役核电站主设备安全端焊缝缺陷修复方法。
技术介绍
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。
技术实现思路
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,本专利技术的目的在于: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。为了实现上述专利技术目的,本专利技术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。作为本专利技术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。作为本专利技术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。作为本专利技术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。作为本专利技术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。作为本专利技术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℃。作为本专利技术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。作为本专利技术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。作为本专利技术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。作为本专利技术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。作为本专利技术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。作为本专利技术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,本专利技术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,对本专利技术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所示是本专利技术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专利技术的专利技术目的、技术方案及其技术效果更加清晰,以下结合具体实施方式,对本专利技术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专利技术,并非为了限定本专利技术。请参照图1所示,本专利技术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。根据本专利技术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。根据本专利技术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。根据本专利技术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,本专利技术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,本专利技术还可以对上述实施方式进行适当的变更和修改。因此,本专利技术并不局限于上面揭示和描述的本文档来自技高网...
在役核电站主设备安全端焊缝缺陷修复方法

【技术保护点】
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。

【技术特征摘要】
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...

【专利技术属性】
技术研发人员:王东孟虎朱德才丁晓东王家军黄磊蒋磊庄延军谭文良康泽坛马力川柴伦一
申请(专利权)人:中广核工程有限公司中国广核集团有限公司
类型:发明
国别省市:广东,44

网友询问留言 已有0条评论
  • 还没有人留言评论。发表了对其他浏览者有用的留言会获得科技券。

1