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进一步研究核电站核级仪表管制造工艺的意义

2020-03-11 510 上传者：管理员

摘要：论文围绕仪表管在核电站中的应用以及核电站用仪表管的制造工艺的主题，着重分析了目前国内核电站用仪表管制造过程，包括原材料采购、关键工艺、无损检测及最终检查等，并结合以往供货反馈情况及对照不同堆型项目的类比情况，对目前核电机组仪表管制造工艺中的重点和难点进行了阐述和分析，对核级仪表管在核电站中实际使用情况进行了简介，给出了经验反馈，旨在促进核电站核级仪表管制造工艺的进步和完善。

关键词：
制造工艺
应用
核电站
核级仪表管
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核级仪表管，又称TUBE管，是核电站RCCM级仪表管阀件中的重要组成部分，其主要应用在核电站根阀后的仪表引压管路中，且涉及在多种核电堆型中安装使用，如M310堆型、ACP1000堆型等，中核集团研发的第三代核电机组标准华龙一号堆型中，对核级仪表管的选型进行了设计优化，统一了仪表管的规格，方便后续设备供货。本文介绍标准华龙一号堆型核级仪表管的制造工艺及应用，针对仪表管制造过程中的难点进行分析，对其与卡套接头配合的技术指标进行研究。

1、核级仪表管的制造工艺

1.1 标准华龙一号堆型核级仪表管的选型

百万千瓦级先进压水堆核电机组标准华龙一号中的RCC-M级仪表管，主要依照RCCM2、3级进行设计，制造及性能满足RCCM及ASTM相关标准要求，所涉及规格如下，见表1。

表1 选型规格信息表

1.2 原材料采购控制

核级仪表管属于核安全监管部门监管物项，监管部门直接对管材进行监管或过程控制。但为了保障产品最终性能，采购方往往对于管材的原材料也会提出必要的技术要求，采取相关的管控措施。除要求制造商编制相应的原材料采购技术规格书文件之外，还要求原材料进行入厂复验并在制造开工之前检查质量证明文件的符合性。

核级仪表管原材料主要通过电弧炉+炉外精炼的方法冶炼，也可以选用其他更好的冶炼方式。棒材需经热轧或热锻而成，并充分切除头、尾，切头量≥3%，切尾量≥5%，切头尾量需在原材料质保书中予以注明。根据冷加工设备的不同，设定不同的棒材名义尺寸。对棒材逐支进行表面目视检查，不允许有折叠、擦伤、裂纹、夹层、夹渣等缺陷，不允许补焊。每炉号棒材任取一支，按GB/T20066—2006标准取样，按GB/T11170标准进行化学分析。在钢锭头、尾的端部各取试样，按GB/T10561标准A法要求检验非金属夹杂物。要求A、B、C、D(粗系和细系)以及Ds类均≤1.5级。

1.3 制造工艺流程

核级仪表管的制造工艺流程较传统的公称管(又称PIPE管)，在冷加工阶段道次多，且增加了必要的中间品的检验环节，对于产品的热处理要求较高，以保证最终产品的性能，具体流程如下:

原材料验收→坯料准备→热挤压→荒管精整→[中间品冷加工→脱脂清洗→中间品热处理→中间品精整及检验](循环多次)→最终冷轧/冷拔→脱脂清洗→最终固溶处理→矫直→超声波检验→取样→理化性能检测→定尺→目视检验及尺寸检测→标识→清洁处理→包装、入库。

其中成品的冷轧或者冷拔过程中，对于仪表管内表面润滑必须充分，增加成品冷轧或者冷拔非全尺寸下的内外表面检查及尺寸检查，防止由于冷加工过程中对表面(尤其是内表面)的损伤导致最终表面检查不满足要求的情况发生。内表面的检查可通过切取管端部分长度后进行检查。内外表面不得有裂纹、折叠、轧伤、压坑等缺陷。

其次，仪表管的固溶热处理采用光亮退化热处理炉进行，退火温度范围根据RCCM标准要求设置在1050~1150℃，保护气体氢气纯度≥99.95%，热处理保温期间的温度偏差不得超过±15℃。

最后，核级仪表管的性能检测是整体制造过程中的重点，包括无损检测、理化性能检测、水压试验和表面质量尺寸检验等。

1.3.1 无损检测方法

核级仪表管的无损检测一般采用超声波检测结合目视检测的方法。检测设备一般采用脉冲反射式超声波探伤仪，工作频率范围1~10MHz，至少在荧光屏满刻度的80%范围内呈线性显示，衰减器应具有80dB以上连续可调。步进级每档位不大于2dB，任意相邻12dB误差应在±1dB以内，适用于一般核电站用核级仪表管的超声检验的探头配自动探伤为5MHzΦ12mm线聚焦探头使用。超声波探伤前，必须制作人工对比样管，在样管内外表面加工纵向、横向切槽。对于超声波检验的耦合剂，硫的最大允许含量不超过200ppm(1ppm=10-6)，氯化物和氟化物含量之和不超过200ppm。

目视检测，一般检查钢管外表面质量，如划痕、毛刺、水斑、色差等缺陷，内表面检查通常采用内窥镜。

1.3.2 理化性能检测

对于核级仪表管的理化性能检测，首先需按照炉批号、同一规格、同一制造工艺不同公称外径及壁厚做出数量约定，方便进行取样。核级仪表管理化检测项目一般包括化学成分、力学性能(含高温拉伸)，工艺性能、晶间腐蚀及洛氏硬度等，对于316L不锈钢，化学成分中还需控制Co、B含量，以保证其相关工艺性能。对于壁厚小于2mm的核级仪表管，无法直接检测其洛氏硬度，根据检验设备的不同，一般采用表面洛氏硬度HR15T或维氏硬度HV检测后换算成洛氏硬度的方法。核级仪表管的硬度是其重要的检测指标，是仪表管与卡套接头匹配的重要技术参数，仪表管的硬度一般为不超过85HRB为宜。

1.3.3 核级仪表管的水压试验及表面质量尺寸检验

核级仪表管的水压试验，一般依照系统设计压力的1.5倍，保压15s执行，介质为A级水。在此期间，钢管不能出现漏水或渗漏现象，水压试验后管材应无变形。

核级仪表管的外径及壁厚公差，一般遵循ASTMA269标准，根据卡套接头匹配所要求的公差不同，核级仪表管的外径公差会随之发生变化。钢管表面应无裂纹、轧折、划伤、结疤等缺陷，钢管内外表面应无氧化皮、无油污、无金属屑及其他外来杂质或污染物，钢管外表面粗糙度Ra≤1.6μm。

2、核级仪表管制造过程的经验反馈

2.1 成品表面质量问题

核级仪表管的内外表面均需进行VT检验，在经过光亮热处理和矫直后，钢管外表面出现矫直痕迹，即使判定不是缺陷，但影响仪表管交货状态。

2.2 化学成分

根据核电站相关设计规范，核级仪表管化学成分B元素含量应小于等于0.0018%，试验方法按GB/T11170—2008标准进行，但由于GB/T11170—2008对于B元素检测范围为0.002%~0.020%，不满足设计规范要求，故还需使用GB/T223.1化学法对B元素进行检测。与反应堆冷却剂接触的奥氏体不锈钢材料，其熔炼分析要求Co≤0.20%(力争Co≤0.10%)，成品分析要求Co≤0.20%。

2.3 核级仪表管的中间品检查

根据ASTMA269/269M(一般用途的无缝和焊接不锈钢管规范)标准要求，最大外径公差在±0.13mm范围内，表面不得抛光，保持光滑，无毛刺，无划痕等缺陷，建议在中间品即热处理前对全部核级仪表管进行尺寸检查，包括端部的尺寸及表面质量，防止热处理后尺寸及表面质量不满足技术要求。

3、核级仪表管的应用

仪表引压管由于引压管直接接触工艺介质，所以管子的选择与被测介质的物理化学性质、运行条件有关。要保证整个工艺系统的完整性和工艺介质参数的准确测量，要求引压管具有高强度和高韧性。

核级仪表管多数要与卡套接头进行连接，其连接后的密封性一般通过匹配试验进行验证。目前所选用的标准为ASTMF1387，必做试验分为静水验证、气压试验、脉冲、水压爆破、弯曲疲劳、振动、旋转弯曲、重复装配和拉伸试验。通过匹配试验验证的仪表管，可根据系统设计不同截取不同长度进行安装，依照不同品牌卡套供应商的安装要求，完成最终仪表管系的连接。

4、结束语

核电用仪表管与普通工业管件相比，应用工况复杂多变、工作环境更严酷，在功能及可靠性、安全性等方面都有更特殊和严格的要求。因此，核电站用仪表管在制造过程中，增加了多层次的过程控制手段，如第三方复验等要求。核级仪表管国产化时间较短，尤其对于其与卡套接头连接进行匹配试验的技术要求尚未得到全面验证，国内尚未编制和发布核级仪表管的制造标准，故后续对于核级仪表管的制造工艺仍需进一步研究，建立在大量试验的基础上，通过数据分析，总结其制造难点，从而实现核电站仪表管使用的稳定性并提升安全性。

参考文献:

[1]法国核岛设备设计､建造及在役检查规则协会(AFCEN).压水堆核岛机械部件设计与建造规则(2007年版),2007.

[2]ACP1000标准华龙-号RCCM级仪表管阀件技术规格书,CP03G8243,2015.

[3]核电厂核岛机械设备无损检测:第2部分超声检测:NB/T20003.2-2010[S].

[4]核电厂核岛机械设备材料理化检验方法:NB/T20004-2011[S].

张乐,杨晓雅.核电站核级仪表管制造工艺研究[J].管道技术与设备,2019,(3):18-19,30.