一重集团大连核电石化有限公司
摘要:利用拉伸及冲击材料试验机等通过手工钨极氩弧焊对异种钢(不锈钢与低合金钢)焊接接头的力学性能进行了研究。结果表明:异种钢焊接接头(手工钨极氩弧焊)室温最小抗拉强度为540MPa,焊接接头弯曲试验结果无裂纹,热影响区冲击功≥134J,金相检验未发现焊接缺陷,基本能够满足中国自主设计的三代核电容器的不锈钢堆焊层上的附件焊接需求;
关键词:三代核电;异种钢焊接接头;手工钨极氩弧焊
引言
手工钨极氩弧焊以其操作灵活的特点在核岛一回路上有广泛应用,主要包括稳压器、蒸发器、主管道等产品的堆焊、封根焊、组焊。本文通过采用手工钨极氩弧焊异种钢对接焊试验,对核电容器上普遍采用的异种钢(不锈钢与低合金钢)焊接接头的力学性能进行研究[1]。
1、试验方法[2]
对接焊试板材质为316不锈钢与Mn-Ni-Mo低合金钢,接头简图如图1所示,即通过在低合金钢侧堆焊不锈钢隔离层,然后再与不锈钢完成对接焊。焊接方法为手工钨极氩弧焊,使用焊材见表1,焊接规范见表2。
图1 对接焊试件简图
表1-坡口焊缝焊材
焊材类别 | 使用位置 | 规格 |
ER309L | 隔离层 | Φ1.2 |
ER308L | 隔离层 | Φ1.2 |
ER316L | 对接焊缝 | Φ1.2 |
表2-焊接规范
焊接位置 | 预热/℃ | 电流/A | 电压/V | 焊速/ mm/min | 消氢处理 | 消应力热处理 |
隔离层 | ≥125 | 140~170 | 10~22 | 120~200 | 250~400℃×1h | 600℃×30h |
对接焊缝 | / | 130~160 | 14~20 | 100~150 | / | / |
2、试验结果与分析
2.1焊接接头横向拉伸性能
1#~2#试样拉伸结果见表3,由表可知焊接接头横向拉伸最小值为540MPa,大于三代核电技术普遍要求的≥520MPa。试验满足RCC-M 2007 MC1210要求。
表3-焊接接头拉伸试验结果
试样编号 | 抗拉强度/MPa | ||
1# | 551 | ||
2# | 540 |
2.2冲击性能
焊接接头冲击试验结果见表4。共五组试样:1#~5#;每组三个v型缺口冲击试样。
由表可知,焊接接头的整体冲击性能良好,能够满足三代核电技术普遍要求的冲击功≥60J。由1#~2#试样结果可知,在试验温度相同情况下,隔离层与焊缝的冲击性能相近。由3#~4#试样结果可知,低合金钢侧距离熔合线1mm的冲击性能略高于距离熔合线4mm的冲击性能。由5#试样结果可知,不锈钢侧热区冲击功更高,更接近不锈钢本身的冲击性能。试验满足RCC-M 2007 MC1221要求。
表4-焊接接头冲击试验结果
试样编号 | 试验温度/℃ | 取样位置 | 冲击吸收功AKv/J |
1# | 室温 | 焊缝 | 205/186/199 |
2# | 室温 | 隔离层 | 193/211/212 |
3# | 0° | 低合金钢侧距离熔合线1mm | 175/171/161 |
4# | 0° | 低合金钢侧距离熔合线4mm | 148/139/134 |
5# | 室温 | 不锈钢侧距离熔合线1mm | 333/360/365 |
2.3弯曲试验性能
弯曲试验结果见表3,由表可知,这种带有隔离层的异种钢焊接接头抗弯能力强,弯曲过程中未发现裂纹。试验满足RCC-M 2007 SI200要求。
表3-弯曲试验结果
试样编号 | 试样种类 | 弯曲直径/弯曲角度 | 结果 |
1# | 面弯 | D=4a/180° | 无裂纹 |
2# | 面弯 | D=4a/180 | 无裂纹 |
3# | 背弯 | D=4a/180 | 无裂纹 |
4# | 背弯 | D=4a/180 | 无裂纹 |
2.4 金相试验
在焊接接头中取2件金相试样,试验结果见表4。由试验结果知,金相结果合格,未发现焊接缺陷。试验满足RCC-M 2007 SI400要求。注:腐蚀剂采用4%硝酸酒精溶液+10%草酸电解腐蚀溶液。
表4-晶间腐蚀试验结果
试样编号 | 试验类型 | 三区组织 | 结果 |
1# | 宏观金相 | / | 10倍放大倍数下未发现缺陷 |
2# | 微观金相 | ①低合金钢侧母材及热区:贝氏体; ②隔离层/对接焊缝/不锈钢侧母材及热区:奥氏体+铁素体 | 200倍放大倍数下未发现缺陷 |
3、结论
(1)异种钢(不锈钢与低合金钢)焊接接头强度最小抗拉强度为540MPa;(2)焊接接头0℃最小冲击功为134J;(3)焊接接头抗弯能力强;(4)宏观及微观金相未发现焊接缺陷;基于上述四点表明,这种带有隔离层的异种钢焊接接头基本能够满足中国自主设计的三代核电容器的不锈钢堆焊层上的附件焊接需求。
4、参考文献
[1]中国机械工程学会焊接学会编委会.焊接手册.第2版.第2卷材料的焊接.北京:机械工业出版社,2001
[2]RCC-M 2007 (压水堆核岛机械设备设计和建造规则)