[发明专利]反应堆压力容器的整体顶盖锻件质量检验的取样方法

说明书

技术领域

本发明涉及反应堆压力容器技术领域，尤其涉及一种反应堆压力容器的整体顶盖锻件质量检验的取样方法。

背景技术

当前国际上又进入了新一轮的核电发展时期，许多国家都在积极准备建设新的核电机组，然而全世界的核岛大型铸锻件的生产能力却十分有限，制造技术主要控制在少数几个制造厂中，这已经不能满足全世界核电发展的需要。结合我们国家发展核电和核电设备国产化的政策，实现我国核电发展规划目标，必须实现反应堆压力容器整体顶盖锻件国产化。要真正实现整体顶盖锻件的国产化，在保证质量的条件下实现批量化生产，不仅需要制造厂在制造技术上进行创新，还需要成功完成核岛大型铸锻件制造工艺的技术评定，当然也必须进行反应堆压力容器整体顶盖锻件的工艺评定工作。

核岛重要部件的制造工艺技术评定是核电技术规范的要求，也是国际惯例，我国的核安全法规也相当重视相关的工作，然而国内在岭澳二期和红沿河项目之前，基本上没有开展过这项工作；由于在先前的核电项目中没有实际介入过评定工作，相关的核电规范RCC-M（《压水堆核岛机械设备设计和建造规则》的简称）中只有评定的要求，而并没有具体的评定方案和评定规范。

评定本身是一项综合性的多学科核电通用技术，也是核电自主化的核心技术之一。它涉及到制造工艺技术、金属材料、理化检验、无损检验、设计分析、断裂力学、寿命管理，以及工程管理等很多学科, 通过设备制造工艺评定，以验证制造商的制造能力和管理能力，以及制造商所制造的这些部件或制品的整体和内在质量满足设计和核安全的要求，保证制造质量的可重复性，有效地减少检验项目，降低制造成本和缩短制造周期，从而为制造商批量制造核岛重要部件提供有力条件。

反应堆压力容器（RPV，reactor pressure vessel）是安置核反应堆并承受其巨大运行压力的密闭容器，是一回路的主要设备之一，反应堆压力容器固定和包容堆芯及堆内构件，使核燃料的裂变反应限制在一个密封的空间内进行。反应堆压力容器壳体材料除了要承受高温、高压，还处在强烈的中子辐照下，应具有优良的抗中子辐照催化能力，较高的断裂韧性、足够的强度、良好的焊接性能以及大厚件截面的均匀性能等。反应堆压力容器和一回路管道共同组成高压冷却剂的压力边界，是防止放射性物质外逸的第二道屏障之一，是不可更换的设备，必须保证其在核电站40年寿命期内绝对安全可靠。反应堆压力容器规范等级I级，安全等级I级，质量等级I级，抗震类别I级，清洁类别A类。

因此，反应堆压力容器部件具有制造技术标准高、难度大和周期长等特点。

请参阅图1，其绘示现有技术反应堆压力容器的整体顶盖锻件质量检验的取样方法的示意图。整体顶盖锻件10具有一体锻造成型的法兰部20和半球形的封头部30，所述法兰部20在水口端的内壁下部设有内侧试料环21。所述法兰部20的高度为H₁，所述封头部30的内半径为R₁，外半径为R₂。另外，由于所述整体顶盖锻件10在安装需要，在所述封头部30上预设有多个用于加工安装孔的安装孔位（图中未示），所述法兰部20上预设有多个用于加工螺栓孔22的螺栓孔位（图中未示）。

对所述整体顶盖锻件10的质量检验主要包括化学成分检验、力学性能检验和金相组织检验，其中化学成分检验主要是进行硫印和C、Mn、S分析。每一项质量检验的测试都需要在整体顶盖锻件10上取多个标准试样进行多次测试，因此如何在整体顶盖锻件10上取样，使的测试结果具有代表性，并且能够均衡反映整体顶盖锻件10的实际性能和整体质量，从而验证反应堆压力容器的整体顶盖锻件10的制造工艺是否满足RCC-M规范的要求，是一项重要的工作。现有技术中，针对反应堆压力容器的整体顶盖锻件10的质量检验的取样方法，是在法兰部20分水口端内侧试环21上沿直径方向相对称的两个部位截取多个试样，以满足全部试验和复验所需。

而反应堆压力容器的整体顶盖锻件10是组成反应堆压力容器的关键锻件，因其尺寸巨大，一般采用200吨以上的钢锭锻造，钢锭的冶炼难度非常大，锻件的封头部30与法兰部20相连接部分尺寸过渡大，锻造过程中易生产拉应力。由于整体顶盖锻件截面差异大，热处理参数不易选择，生产周期长。具体的制造工艺难点如下：

采用电弧炉粗炼+钢包精炼钢水，钢锭要最大程度地减小偏析，细化晶粒，减少夹杂物是一项非常复杂的技术问题；

封头板坯锻造过程中，在镦粗工序，存在上下两个难变形区，这两个难变形区互相挤压，易产生夹杂性裂纹，当夹杂性裂纹汇集在一起，往往在超声波检测时会呈现出超标缺陷；