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核电站镍基合金及其焊接焊接技术研究所陈忠兵目录一镍基合金及其应用概述二690合金三600合金四镍基合金的焊接五蒸汽发生器管板镍基合金堆焊工艺评定六蒸汽发生器管子管板焊接工艺评定一镍基合金及其应用概述对材料的性能要求运行环境：¾高温¾高压¾辐照¾腐蚀材料要求：¾良好的强度¾良好的塑韧性¾耐腐蚀性能¾抗疲劳性能¾应力腐蚀破裂SCC304L不锈钢SCC裂纹对镍基材料焊接的要求熔敷金属化学成分与母材成分相匹配焊缝金属的力学性能达到母材的水平腐蚀性能与母材相适应正确选用焊接材料，避免微裂纹对镍基堆焊层，满足抗腐蚀性能、力学性能要求2 蒸汽发生器用耐蚀材料的发展历程发展初期（1968年以前）：18-8型奥氏体不锈钢 1968年以后：600合金800合金（德国，1972年，我国秦山一期、三期） 20世纪70年代后：690合金（美国）二690合金3 物理性能几种材料热导率、膨胀系数的比较Ni基1Cr18Ni9Ti20G热传导率系数5 耐腐蚀性能抗氧化抗高温下硫的腐蚀抗应力腐蚀开裂(SCC)：在许多环境下（氯溶液、高温水、硫酸盐）都有较好的耐应力腐蚀的能力6 焊接性焊缝金属热裂纹敏感性大：¾结晶裂纹¾液化裂纹¾高温失塑裂纹¾多边化裂纹6.1 结晶裂纹（1）冶金因素：Mn、Nb、Mo、Al、TiS、P、Si等杂质元素N、H、O（2）工艺因素：热输入量熔合比成形系数6.2 液化裂纹形成：热影响区或多层焊焊缝层间金属，在高温下奥氏体晶界上的低熔共晶被重新熔化，在拉应力作用下沿奥氏体晶界开裂。
特点：沿奥氏体晶界开裂;长度一般都在0.5mm以下;出现在焊缝熔合线凹陷区或多层焊层间;常作为脆性破坏或疲劳断裂的发源地。
6.3 高温失塑裂纹1）多出现在单相奥氏体焊缝中，有时候也出现在热影响区。
在焊缝金属中，裂纹走向与一次结晶无对应关系，常以任意方向贯穿于树枝状结晶中。
核电站核岛焊接工艺评定：蒸汽发生器管板镍基合金堆焊1 蒸汽发生器管板镍基合金堆焊工艺说明1.1核电站蒸汽发生器传热管早期采用超低碳奥氏体不锈钢,由于不锈钢对氯离子应力腐蚀性能差,事故不断出现,所以近年来已改用镍基Ni-Cr-Fe或铁基Fe-Cr-Ni合金替代,其中最常用的为Inconel 600和Inconel 690合金。
为了使管板堆焊层材料与传热管材料相匹配,以获得同种材料的焊接接头,所以管板堆焊层也相应改用Inconel 600或Inconel 690镍基合金焊接材料。
1.2由于管板总堆焊面积达7～9 m2,所以国内外普遍采用带极埋弧堆焊工艺,焊带宽60mm，厚0.5mm,焊接电流650～750A，每小时堆焊面积可达0.30～0.45m2。
带极堆焊熔深浅，稀释率只有10%～20%，焊道表面光滑平整，成形良好。
国外还采用热丝等离子弧堆焊方法进行管板大面积镍基合金堆焊，其优点是稀释率比带极埋弧焊还低，但目前只有个别试用。
1.3 蒸汽发生器管板为 Mn-Ni-Mo钢锻件，厚约500～600mm，化学成分与反应堆压力壳相同。
因此堆焊前需将管板预热，第一层堆焊后进行去氢处理。
通常预热温度控制在100～150℃，去氢处理则为300～350℃，保温2～4h。
1.4 镍基合金堆焊层较易产生热裂纹，其原因主要是一些低熔点元素与Ni 在品界上形成低熔点共晶物(如 Ni-S、Ni-Si、Ni-P、Ni-Pb等)所致。
所以镍基合金堆焊时,不但应严格控制母材和堆焊材料中的有害元素含量,加强焊前清理而且应采用低电弧电压和低焊接热输入量,以抑制晶体粗化,防止热裂纹产生。
1.5 国内外常用的镍基焊带类别为 AWS EQNiCr-3即Inconel 600,但后来发现,在Inconel 600焊缝金属中存在一种称为晶间应力腐蚀裂纹(Inter granular Stress Corrosion Cracking)所以又推出一种含铬量为30%的 AWS EQNiCr-7即 Inconel 52焊材,专门用于焊接 Inconel 690镍基合金。
解析镍基合金690预堆边堆焊和安全端环缝焊接工艺周华发布时间：2021-09-27T06:35:50.950Z 来源：《中国科技人才》2021年第19期作者：周华[导读] 镍基合金690是现阶段核电工程中应用较为广泛的焊接材料，传热管、核电设备等的焊接工艺中都能见到这种材质的身影，同时，镍基合金690在安全端等异种金属焊接中也有着出色的表现。
广州健平工程技术咨询有限公司摘要：镍基合金690是现阶段核电工程中应用较为广泛的焊接材料，传热管、核电设备等的焊接工艺中都能见到这种材质的身影，同时，镍基合金690在安全端等异种金属焊接中也有着出色的表现。
本文针对其在预堆边堆焊及安全端环缝焊接工艺中出现的裂纹问题进行了深入探讨，希望通过自变量因素的控制改善这一情况，为镍基合金690焊接工艺质量的提升奠定理论基础。
关键词：镍基合金690；预堆边堆焊；安全端环缝焊接前言：近年来镍基合金690因其自身耐应力、抗腐蚀等特点，受到了国内外核电站的一致欢迎，但同时其焊接性较差的弊端也让许多技术人员颇受困扰。
DDC裂纹就是这一问题的典型代表，它是在高温状态下产生的一种微小沿晶裂纹，容易被常规检测手段所忽略，但核电工程特殊的工作环境又对材料塑性、韧性、耐腐蚀性提出了较高要求，DDC裂纹一旦发生扩展，将造成较为严重的后果。
1试验材料及方法试验材料准备分为两个部分，一是母材的选取：由于镍基合金690材料多用于管材焊接，本次选用了外径为1030mm×125mm的锻件，材质型号为SA-508 Gr3 Cl2，长度为300mm。
安全端则采用SA-336 Gr F316 LN，规格同样为1030mm×125mm，长度300mm。
二是焊接材料的准备：镍基合金690，直径1.0mm。
为达到镍基合金690焊接工艺及参数控制要求，试验方法采用自动TIG焊接方式。
2影响焊接质量的因素近年来，随着我国工业领域科技水平的持续提升与生产条件的不断优化，以镍基合金690为代表的新型焊接材料越来越多地被应用到施工实践中，预堆边堆焊、安全端环缝焊接等相关焊接工艺也实现了积极的研发改革与技术创新。
核电设备中的镍基合金堆焊工艺李双燕;张茂龙【摘要】从堆焊工艺原理、焊接设备、焊接材料、焊接参数方面介绍了四种不同核电蒸汽发生器管板堆焊方法,并对四种不同堆焊工艺进行了对比分析.结果表明:在管板镍基合金堆焊方式的选择上,双热丝等离子堆焊更具有优势;Inconel 690镍基合金双热丝等离子堆焊技术,可应用于核电设备的产品堆焊.【期刊名称】《发电设备》【年(卷),期】2017(031)006【总页数】5页(P411-415)【关键词】核电设备;镍基合金;堆焊【作者】李双燕;张茂龙【作者单位】上海电气核电设备有限公司,上海201306;上海电气核电设备有限公司,上海201306【正文语种】中文【中图分类】TM623.91;TL353.13核电站设备蒸汽发生器管板一回路侧长期接触带有放射性和腐蚀性的载热剂介质，若在表面上大面积堆焊镍基合金，可以保证一定的耐腐蚀性。
管板表面镍基合金堆焊层的质量优劣关系到U形管与管板接头的焊接质量。
因此，管板堆焊工艺的选择至关重要，一方面需要考虑管板堆焊的生产效率及堆焊层质量，另一方面需要考虑堆焊层的纯净度，以便后面工序中减少管子管板接头焊缝的返修率。
Inconel 690镍基合金材料焊接性比较差，热裂纹敏感性高，堆焊金属润湿性差[1]，对氧化、高温失塑裂纹(DDC)敏感。
目前国内外在蒸汽发生器管板的大面积镍基合金堆焊过程中，常采用的堆焊工艺为双热丝惰性气体钨极保护堆焊(TIG堆焊)、带极电渣堆焊、带极埋弧堆焊，但镍基合金热丝等离子堆焊的研究较少。
1.1 带极埋弧堆焊图1为带极埋弧堆焊的原理示意图。
埋弧焊是电极与工件之间产生的电弧由焊剂覆盖的一种焊接技术，埋弧焊焊接熔池由焊剂形成渣保护，不受大气侵入。
带极埋弧堆焊是指采用埋弧焊接技术将钢带及母材熔化形成焊缝，其主要特点有：熔敷效率高，生产效率高；焊接质量好，焊缝表面光洁；较高的热输入量；焊接工艺成熟；无辐射和噪声，是一种安全、绿色的焊接方法。
新型镍基EQNiCrFe-13带极堆焊材料性能作者：徐锴宋建廷冯伟曹宇堃贾立超来源：《机械制造文摘·焊接分册》2021年第02期摘要：从化学成分、力学性能、抗晶间腐蚀能力及高温试验拉伸断口等方面对比分析了新型镍基690合金带极堆焊材料EQNiCrFe-13和EQNiCrFe-7A的差异，同时对SA508-3钢母材进行Z向拉伸试验研究2种堆焊材料与SA508-3钢母材界面的结合强度。
研究结果表明，新型690合金由于Mn，Nb含量的提高，其力学性能和抗DDC（Ductility dip cracking）性能优于传统690合金EQNiCrFe-7A。
关键词： 690镍基合金; 带极堆焊; 高温拉伸试验中图分类号： TG 423Abstract： Differences between EQNiCrFe-13 and EQNiCrFe-7A new types of nickel-based 690 alloy strip surfacing materials were compared and analyzed from aspects of chemical composition，mechanical properties， resistance to intergranular corrosion and analysis of tensile fracture through the high-temperature test. And Z-direction tensile test was carried out on base metal of SA508-3 steel to study bonding strength of the interface between the two surfacing materials and SA508-3 steel. The research results showed that the new 690 alloy had better mechanical properties and resistance to DDC than the traditional 690 alloy EQNiCrFe-7A due to increase of Mn and Nb content.Key words： 690 nickel-based alloy; strip surfacing; high temperature tensile test0 前言目前在核电站设备制造中应用的带极堆焊690合金的是EQNiCrFe-7A型焊带。
