焊缝特点

传统的厚壁奥氏体不锈钢主管道焊接方式主要采用非熔化极气体保护焊和焊条电弧相结合的方式,焊接后的坡口较宽,坡口面积较大,显著增加焊接工作量及焊接材料,降低焊接效率,增加焊接成本。此外,主管道厚板采用传统方法进行焊接时,拘束度和填充能量较大会存在较大的残余应力,使焊缝发生变形,容易出现缺陷。

“窄间隙焊接”一词最早是由Meister1966年提出的,日本压力容器研究委员会规定:窄间隙焊接是针对壁厚大于30.0 mm的钢板,放置时焊缝之间的间隙小于板厚,并采用自动化电弧焊进行焊接(规定当板厚小于200.0 mm时,坡口宽度小于20.0 mm;板厚超过200.0 mm时,坡口宽度小于30.0 mm)。窄间隙焊接技术可以减小坡口面积,在较小的填充能量下即可完成高效焊接,随着技术的发展,窄间隙钨极自动氩弧焊逐渐成为核电主管道厚壁奥氏体不锈钢的主流焊接技术。福清核电站5号和6号机组、巴基斯坦卡拉奇核电站2号和3号机组采用窄间隙自动焊技术已完成主管道的焊接工作。

窄间隙钨极自动氩弧焊与传统焊接技术相比,具有很多优势:

1)窄间隙焊缝坡口面积小,焊接过程中能够节约焊接材料及电能,降低生产成本;

(2)窄间隙钨极自动氩弧焊技术能够实现焊缝的全自动焊接,节省人力物力,受焊接人员资质影响较小,大大提高生产效率;

3)窄间隙焊缝坡口窄,熔池冷却速度较高,且焊接线能量较小,使焊接热影响区的塑性及韧性损伤降低,提高焊缝质量。

4)窄间隙钨极自动氩弧焊技术电弧温度高,穿透能力强,适用于厚壁金属材料的焊接,同时焊接参数可人为调节,大大提升焊接的可靠性和稳定性。

窄间隙钨极自动氩弧焊技术作为一种核电主管道主流的焊接技术具有很大优势,但是受焊接工艺局限性及奥氏体不锈钢壁厚大、导热性差等特点,存在以下焊接难点:

1)容易出现侧壁未熔合。窄间隙焊缝坡口窄,焊接过程中电弧轴向与坡口面基本平行,出现侧壁打弧,熔敷金属不能与焊道侧壁充分熔合,形成侧壁未熔合,是奥氏体不锈钢窄间隙焊缝(Narrow Gap Weld ofAustenitic Stainless SteelNGWASS)出现质量问题的主要原因;

2)焊接难度大。窄间隙焊缝焊接区域较窄,电弧摆动幅度受空间限制,造成焊接困难。

3)容易产生飞溅。在深而窄的坡口内进行焊接时,容易造成金属飞溅,贴附在主管道内壁,浪费焊接材料,降低熔敷效率;

4)返修困难。厚壁主管道窄间隙焊缝采用多层多道焊,焊缝中包含的焊道较多,一旦发现某一焊道中出现缺陷,返修过程会非常困难。

综上所述,对奥氏体不锈钢焊缝进行焊接时影响焊缝质量的因素较多,且较容易出现侧壁未熔合。侧壁未熔合属于面积型缺陷,端点处容易发生应力集中,对长期服役的主管道危害极大。《承压设备无损检测,NB/T 47013.15》标准指出,金属材料制承压设备中不允许存在侧壁未熔合、裂纹等面积型缺陷,必须实施无损检测。

检测方法

传统的核电主管道宽坡口焊缝主要采用射线+分层渗透检测方法。利用射线对奥氏体不锈钢焊缝进行检测时,对于夹渣、气孔等体积型缺陷的检出率较高,定性定量准确,检测结果能够以底片的形式长期保存;渗透检测对表面开口缺陷敏感,射线和分层渗透检测方法结合使用,在奥氏体不锈钢焊缝的质量检测中发挥了重大作用。但是射线检测对危害性较大的未熔合、裂纹等面积型缺陷不敏感,容易造成缺陷的漏检,给核电的正常运行带来安全隐患。同时,射线检测对人体有害,必须在有防护的密闭空间使用,在一定程度上限制了使用范围;渗透检测无法检测内部深层缺陷,射线+分层渗透检测方法的检测能力和检测效率较低。随着焊接工艺的改进和提高,射线+分层渗透检测方法的局限性也随之暴露出来。因此寻求一种效率高且精度高的检测方法对核电的安全运行具有重大意义。

超声检测作为一种广泛用于核电站结构的无损检测方法,具有能量高、方向性好、穿透力强、成本低且速度快等优点。相关研究显示,对于面积型缺陷的检测,超声的检出率要高于射线。利用常规超声对缺陷进行检测时,受移动范围和声束角度的限制,导致检测效率低,甚至会造成缺陷的漏检。

相控阵超声对奥氏体不锈钢焊缝进行检测具有一定优势。通过控制阵列换能器各阵元激励脉冲信号的延迟时间,使每个阵元发射的超声波发生干涉,从而形成具有偏转和聚焦特性的声束,实现空间内某一点的聚焦。通过多个角度声束信号合成,可以获得实时扇扫描图像,读取图像中呈现出的缺陷尖端位置能够实现缺陷的定量表征。相控阵超声检测(PhasedArray Ultrasonic Testing,PAUT)技术使用计算机控制合成声束在空间中的偏转和聚焦,使聚焦区域能量提升,同时还可以减少扫查次数和时间,提升检测速度;另外,该技术可控检测参数较多,可以通对检测参数进行优化,提高检测灵敏度和分辨力。因此,PAUT技术特有的声束偏转和聚焦功能能够进一步提高超声波穿透能力和检测灵敏度,提高缺陷检出率。

超声检测特点

第三代核电站相对于第二代核电站来说,具有高可靠性、高效性等优点,其主要建造材料为锻造奥氏体不锈钢。奥氏体不锈钢在凝固过程中,液相中首先会出现δ-铁素体,当温度降低时,在母相δ-铁素体中会出现尺寸为毫米级的奥氏体相。由于冷却速度较快,有一部分铁素体在固定时间内不能转化成奥氏体,因此在奥氏体晶粒中分布着不同形状的δ-铁素体。

当采用多层多道焊方法对奥氏体不锈钢焊缝进行焊接时,在熔池中首先形成晶核,合金元素的存在会使奥氏体γ相在冷却过程中出现过冷现象,受温度差的影响,晶粒沿着不同的过冷温度方向快速生长,形成晶粒取向各异的粗大柱状晶。受冷却速度及冷却时间不同的影响,不同区域的晶粒结构及取向不同。图1.4为奥氏体不锈钢晶粒的宏观金相,可以看出主要由柱状晶、等轴晶、柱状晶-等轴晶混合或分层等多变结构组成,等轴晶区晶粒取向随机分布,柱状晶区晶粒取向具有一定方向性。

当采用超声手段对奥氏体不锈钢焊缝进行检测时,复杂的晶粒结构及晶体取向将产生较严重的散射衰减、波型转换和声束畸变。奥氏体不锈钢焊缝的检测难点主要体现在以下三方面:

1)超声散射严重

奥氏体不锈钢中相邻晶粒的各向异性不同使晶界不连续,从而形成声阻抗不同的异质界面,超声波在其中传播时会产生不同程度的散射。

2)检测信噪比低

奥氏体不锈钢由粗大且各向异性的晶粒组成,当超声波遇到奥氏体不锈钢晶粒时会产生较强的背散射效应,使检测结果中存在较明显的结构噪声[26],当反射体的尺寸超过波长1/10时,结构噪声及衰减现象会随着反射体的增大逐渐增强。如图1.7a)所示为使用频率为2.25 MHz探头得到的奥氏体不锈钢试块超声检测时域波形,可以看出结构噪声较明显,缺陷信号识别较困难;图1.7b)为奥氏体不锈钢试块不同位置处的频谱,从图中可以看出,幅度谱主频向低频方向偏移,高频成分的衰减使检测灵敏度降低[27],检测小缺陷的能力降低,甚至缺陷回波会甄没在结构噪声中,造成缺陷的检出及定量困难。

3)声束偏移和声场畸变

奥氏体不锈钢晶粒弹性各向异性造成相邻晶粒的声速差不同,因此不同位置的声速及衰减不同,导致超声波在其中传播时产生声束偏移和声场畸变。相关文献表明,奥氏体不锈钢焊缝左右两侧声速波动率分别为4.69%1.11%,衰减系数波动范围分别为0.0620.119,图1.8为声速波动率分别为0%1%3%时的聚焦声场,从图中可以看出,随着声速波动率的增加声场畸变逐渐增强。当超声波传播到粗大晶界时会产生较严重的反射、折射及波型转换等现象,使声束的传播方向偏离原始方向,导致声场畸变。声束偏移和声场畸变会使缺陷成像发生变形,降低检测信噪比,影响缺陷的定量、定位,增加了奥氏体不锈钢的检测难度。