压水堆核电站主回路管道窄间隙自动焊工艺研究

核电站主管道自动焊三维测量与组对技术的研究摘要：核电站主管道自动焊技术是一种先进的焊接技术，广泛应用于核电站建设与运行维修阶段。

在中广核cpr1000和三代epr 堆型核电站建设过程中均采用了主管道窄间隙自动焊技术。

为了保证窄间隙自动焊技术的组对要求，需要对核岛主回路设备进行三维精密测量和模拟计算。

由于cpr1000与epr主管道自动焊施工逻辑不同，其三维测量与计算的方法也不尽相同。

该文详细对比和分析了两者的自动焊施工逻辑、三维测量与计算的原理，测量实施方案等，找出其各自的优缺点，为主管道自动焊三维测量组对技术的改进提供参考。

关键词：核电站主管道自动焊三维测量精密组对中图分类号：tg457.6 文献标识码：a 文章编号：1674-098x （2013）04（c）-0073-04核电站主管道自动焊技术是一种先进的焊接技术，广泛应用于核电站建设与运行维修阶段。

在中广核cpr1000堆型和三代epr堆型核电站建设过程中均采用了主管道窄间隙自动焊技术，该技术要求主管道的组对间隙不超过1 mm，组对错边量不超过1.5 mm。

为了满足主管道的精确组对要求，需要对相关的核岛主回路设备进行三维精密测量和模拟计算。

cpr1000堆型核电站主管道自动焊采用的是传统的手工焊施工逻辑，epr堆型核电站主管道自动焊施工逻辑是基于蒸汽发生器（简称sg）更换的经验，采用sg后装的施工逻辑。

由于自动焊施工逻辑不同，两者在三维测量和组对技术方面也有不同，各有优缺点。

1 主管道自动焊技术简介1.1 cpr1000与epr核岛主回路布置cpr1000核岛主回路主要由3大主设备（简称rpv、sg、rcp）以及连接主设备的主管道组成，共有3个环路，每个环路有一台sg和一台rcp，通过主管道与压力容器连接起来。

3个环路相互之间成120度布置。

其主回路布置如图1所示。

epr堆型为了提高单堆功率，其核岛主回路系统在cpr1000堆型的基础上增加了一个环路，形成了对称布置的四环路系统。

压水堆核电站主管道焊缝理化性能分析摘要：压水堆核电站主管道是低碳奥氏体不锈钢大厚壁管道，在核电机组运行期间，承载着高温、高压、高放射性的冷却剂。

目前，在国内主管道的焊接过程中，主要存在两种焊接工艺：钨极氩弧焊+焊条电弧焊（tig+smaw）和窄间隙自动焊（toce）。

该文根据rcc-m焊接工艺评定和产品焊接见证件破坏性试验的相关规定，对比分析了上述两种焊接工艺下焊缝的理化性能。

通过对比分析，发现窄间隙自动焊焊缝的理化性能与钨极氩弧焊+焊条电弧焊相比得到较大提升。

关键词：主管道焊缝理化性能中图分类号：tg404 文献标识码：a 文章编号：1674-098x （2012）12（a）-00-022007年10月，国务院发改委发布的《国家核电中长期发展规划》指出，到2020年，我国的核电运行装机容量应争取达到4000万kw，在建核电容量应保持在1800万kw。

时至今日，我国已开工建设的核电机组数量达到了27台，在建机组数量居全世界第一。

这意味着，我国核电建设工程已面临大量的安装任务。

目前，在我国核电建设过程中，主管道焊接主要采用以下两种工艺：钨极氩弧焊+焊条电弧焊（下简称tig+smaw）和窄间隙自动焊（下简称toce）。

tig+smaw具有设备简单、价格便宜、适应性强的特点；但随着核电建设规模的不断扩大，主管道焊接工程量的不断增加，tig+smaw焊接效率低、劳动强度大、对焊工技能要求高的缺点已突显出来。

为适应核电建设规模不断扩大这一趋势，解决核电机组批量化建造过程中tig+smaw暴露出来的缺点，中广核工程有限公司研发出了一套适用于cpr1000压水堆核电站主管道焊接的toce技术，并在宁德核电1#机组采用该技术成功实施了国内首次主管道自动焊。

比较两种焊接工艺下焊缝的理化性能，有助于提高对主管道自动焊工艺性能的认识，有利于主管道自动焊工艺的推广。

1 主管道焊接工艺概述tig+smaw是一种组合焊接工艺：在根部焊道焊接时，采用直流正接钨极氩弧焊（tig）进行打底；进入填充焊道后，采用焊条电弧焊（smaw）进行填充。

核电站主管道窄间隙TIG自动焊焊接缺陷原因浅析-机电论文间隙自动钨极惰性气体保护电弧焊（TIG）技术，相比以往的手工TIG打底加手造的质量和进度，国内M310型核电机组主管道现场安装采用了自主研发的窄工电弧焊填充的氩电联合手工焊工艺，该技术可提高主管道现场安装施工质量、通过反应堆冷却剂系统管道（简称主管道）将三大主设备连接起来，构成高温（设缩短施工周期。

动的环路。

主管道现场焊接是整个核电厂建造的关键环节，直接关系到核电厂建M310型机组每条环路的主管道由热段、冷段和过渡段组成。

单个环路主管最大Φ976mm，壁厚最小67mm、最大95.7mm。

站工程现场安装焊接的8道主管道焊口。

8个现场焊口处外径最小Φ832.5mm、道结构示意图见图1，图中C1、C4、F1、F4、U1、U2、U4、U6为需在核电为三环路布置，每条环路包括反应堆压力容器、蒸汽发生器、主泵三大主设备，1 主管道简介计温度343℃）、高压（设计压力17.2MPa，abs）、带放射性的反应堆冷却剂流目前国内百万千瓦级核电站采用M310型机组，每台机组反应堆冷却剂系统安装施工质量、缩短施工周期。

介绍了福清、方家山两个核电工程自主研发的主（中国核动力研究设计院，四川成都610213）黄炳炎余平黄宗仁核电站主管道窄间隙TIG自动焊焊接缺陷原因浅析管道窄间隙TIG自动焊工艺的焊接设备、坡口形式、焊接材料、工艺参数等，【摘要】核电站主管道现场安装采用窄间隙TIG自动焊可提高主管道现场组对情况、性能试验、无损检测及焊接工期表明窄间隙TIG自动焊技术在核电0 前言关键词核电站；主管道；窄间隙；TIG自动焊；焊接未熔合程首次应用，需加强反馈、积累经验。

站主管道现场焊接的工程应用是成功的，但由于窄间隙自动焊技术是国内核电工监视系统，性能稳定、操作简单，可进行焊接过程远程视频监控和钨极位置微调。

该设备包括一个带有数字化控制台的焊接电源、一个管道焊接机头和轨道、一个焊接设备选用加拿大利保帝（LIBUEDI）公司的全位置脉冲TIG自动焊机，0mm），坡口内错边量≤1.5mm。

核电厂主管道手工焊与自动焊工艺对比分析核电站主管道焊接的类型和方法是一个重要部分，焊接质量关系核电站的安全运行，具有非常重要的意义。

传统的焊接工艺已无法满足现代化核电站的要求，本文主要就手工焊与自动焊工艺进行了对比，并着重探讨了自动焊接工艺的难点及解决措施。

标签：核电厂主管道;手工焊;自动焊目前，核电站主管道安装焊接主要以焊条电弧焊进行，由于主管道具有管径粗、管壁厚的特点，焊接前还需进行热处理，所以施工时存在工作量大、施工难度大、焊接环境恶劣和质量要求高等问题。

1、手工焊接的缺陷手工焊接在管道焊接中的缺陷主要体现在质量和效率两个方面。

根据核电设备焊接的相关标准要求，经过焊接工艺评定后形成的焊接工艺规程，详细规定了与焊接生产有关的大量技术参数。

其中，焊接电流、电压以及焊接速度是较为关键、同时也是较难控制的技术参数。

在手工焊接中，由于手势关系，电流和电压会持续波动，有时波动超出了规定范围，而焊工却不能发现;焊接速度在工艺规程中以每分钟焊接多少厘米来表示，在实际焊接中也很难监控。

因此，手工焊接在管道的质量管理中存在困难。

在手工制造中，通过减慢生产速度，可以在一定程度上提升质量。

由于管道焊接的质量要求较高，焊工在实际焊接中也是“精雕细琢”，因此，这类焊缝的生产效率很低。

2、自动焊接的优势和局限2.1自动焊接的优势自动焊接的原理是事先设定好焊接技术参数，包括焊接时的电流、电压等;同时，设定好焊枪的运行轨迹及运行速度。

开始执行后，焊枪将严格按照设定的路径和速度进行移动，同时，电流及电压也比较稳定，得到的焊缝质量相同且外观整齐。

由于机械运动可以避免手工操作中的不稳定。

因此，焊接速度可以大幅提高。

通常，手工焊接的速度是 1.6～2mm/s，而自动氩弧焊速度通常设定为4mm/s，自动气保焊速度更是可以达到40mm/s。

2.2自动焊接的局限自动焊接虽具有以上优势，但也具有一定的局限性。

首先，由于焊枪只会严格按照设定路径运动，因此，工件尺寸必须具有较好的一致性;其次，自动焊接前必须准备合适的工装和焊接路径的编程，这需要一定的时间。

CPR1000核电站核岛主蒸汽管道自动焊工艺研究与实施摘要：CPR1000堆型核电站核岛主蒸汽系统管道焊接属大厚壁管道焊接，一直采用手工组合焊接工艺，要求焊接操作人员具备优秀的技能水平，焊接强度高，是核岛二回路中焊接质量保证的重要一环。

本文主要讲述利用成熟的窄间隙自动焊工艺，模拟核岛主蒸汽管道的焊接的要求与特点，从焊接坡口、工艺参数、焊接过程控制、加热保温装置等方面进行研究，验证窄间隙自动焊工艺的可靠性与可行性，分析具体的实施方案及相关问题的解决措施。

关键词：CPR1000 ；主蒸汽管道；窄间隙；自动焊工艺1.前言CPR1000堆型核电站核岛主蒸汽系统（VVP系统）管道负责把主蒸汽从核岛输送到常规岛，然后供应给主汽轮机及其他用汽设备从而产生电能，在核电站运行中具有举足轻重的作用，其由主蒸汽管道、主蒸汽隔离阀、机械贯穿件、主蒸汽安全阀、防甩支架以及横向限制件等特殊装置组成，特殊装置众多、结构复杂，具有施工技术繁琐和逻辑施工性较强等特点。

CPR 1000核电厂主蒸汽系统管道管径为32″，材质是P280GH,厚度32mm—39mm，主要焊接工艺是采用氩弧焊打底，手工电弧焊填充和盖面的焊接工艺，进行单层多道焊，坡口较宽，熔敷金属填充量大，焊接时需要预热、后热和消除应力热处理，该焊接工艺生产效率低，且焊工的劳动强度大，焊接周期长，更重要的是对焊工技能水平的要求较高，焊接质量不够稳定，容易受技能水平、环境等因素的影响而无法得到有效控制。

焊接过程的自动化，是近代焊接技术的一项重要发展。

它不仅标志着更高的焊接生产效率和更好的焊接质量，而且还大大改善了生产劳动条件。

自动化程度将会成为衡量现代安装行业技术水平的重要标志之一，自动焊工艺的优点是：1.生产效率高，缩短焊接施工周期；2.焊接质量高而且稳定，减少焊缝返修，焊接规范可自动控制调整，保持稳定；3.改善劳动条件，降低劳动强度。

1.主蒸汽管道窄间隙自动焊工艺研究1.焊接设备：在主蒸汽管道窄间隙自动焊工艺研究中，采用GT-VI型自动焊机，该焊机由脉冲逆变焊接电源、监控系统、遥控系统、焊接机头、焊接轨道组成，具备弧长可调节、实时监控、高频脉冲、电弧稳定等功能，能够精确地控制焊接热输入，可以以较低的热输入获得较大的熔深，从而减少了焊接热影响区和焊接变形，满足高质量的焊接需求。

核电厂主管道焊接工艺研究发布时间：2021-06-08T03:40:05.713Z 来源：《建筑学研究前沿》2021年5期作者：李杰[导读] 近年来，我国科学技术的发展迅速，采用钨极氩弧焊和焊条电弧焊工艺，对国内引进俄罗斯某压水堆核电厂复合钢主管道（基体10ГН2МФА合金钢内表面堆焊奥氏体不锈钢覆层04X20H10Г2Б）进行对接试验，并对焊接试样进行无损检测和破坏性检验。

中核工程咨询有限公司北京 100161摘要：近年来，我国科学技术的发展迅速，采用钨极氩弧焊和焊条电弧焊工艺，对国内引进俄罗斯某压水堆核电厂复合钢主管道（基体10ГН2МФА合金钢内表面堆焊奥氏体不锈钢覆层04X20H10Г2Б）进行对接试验，并对焊接试样进行无损检测和破坏性检验。

结果表明，工艺参数选择合理，使用该焊接工艺可获得满足标准要求的焊缝。

现场采用该焊接工艺成功对某核电厂主管道进行了焊接，试验证明主管道焊接工艺参数设置合理可行。

关键词：核电厂；主管道；焊接工艺研究引言从提高管道力学工程师自身核心能力、避免重复体力劳动角度出发，管道力学分析自动化是很有必要的，既可提高效率又可以降低错误率，进而保证管道力学专业紧随大数据、智能化、工业4.0的发展趋势，有更多的时间去着力提升核心业务能力，保证自身在核电领域的竞争力。

1概述焊接氢致裂纹是低合金高强钢焊接时最容易产生，而且是危害最为严重的工艺缺陷，是焊接结构失效破坏的主要原因。

在基层焊接完成后，将试件加热到150℃~250℃，保温12h的目的是加速焊接接头中氢的扩散逸出，是防止焊接裂纹的有效措施。

在焊接过程中要采用多名焊工对称焊，以降低焊接应力。

在基层焊接完成后，为了取得较好的组织性能，还要进一步采取消除应力措施。

将试件加热到620℃~660℃，保温6~6.5h，可以起到消除应力并改善接头组织与性能的目的。

覆层过渡层焊缝属于异种钢的焊接。

异种钢接头在焊后热处理或在高温条件下工作时，熔合线珠光体钢一侧的碳通过焊缝边界向奥氏体钢焊缝一侧扩散迁移，最终在珠光体钢一侧产生脱碳层，在相邻的奥氏体焊缝侧形成增碳层。

核电厂主管道焊接工艺研究摘要：针对核电厂主管道焊接施工流程进行焊接施工重难点梳理分析，充分识别出主管道焊接施工质量控制和焊接变形控制要点。

结合主管道施工重难点，对焊接施工质量和焊接变形风险点进行有效控制，确保主管道焊接施工质量，为核电主管道焊接施工质量控制提供借鉴。

基于此，对核电厂主管道焊接工艺进行研究，以供参考。

关键词：核电厂;主管道;焊接工艺引言焊接是一种以高效灵活见长的连接方法，在核电设备中被广泛应用。

焊接方法在生产中具有重要的作用，同时因焊接工艺不完善而导致的核电安全事故占比不容忽视。

此外，因为焊接工艺要求极高，操作不当则会导致焊缝产生应力集中，最后导致出现不可修复的裂纹和损伤。

目前，对于材料的焊接工艺研究应用在国内还处于不成熟阶段，很多方法还有待进一步去探索和发现。

1焊接技术的分类1.1人工焊接技术1)手工电弧焊。

手工电弧焊主要通过工人操作手提式电焊机或中大型轮式电焊机进行焊接作业，其利用电弧在空气中放电反应过程产生的能量作为热源，手工电弧焊具有设备成本低、使用简单、焊接灵活性高的特点，广泛应用于碳钢、铸铁、合金、不锈钢等金属材料加工领域。

2)手工气体保护焊。

严格来讲气体保护焊属于电弧焊的一种，是利用电弧原理实现对焊丝及金属的加热，其与普通电弧焊的区别在于利用二氧化碳、氩气等作为焊接过程中的保护气体，实现在焊丝与被焊接零件接触放电和金属熔化、融合的过程中降低空气中氧气、氮气等不利因素的影响，从而有效提高焊接质量与可靠性，且不易影响金属材料的理化性质。

3)手工可燃气体焊。

主要是利用可燃气体(如乙炔)等燃烧过程产生的高温将焊接材料或被焊接零件升温融化，实现材料之间的结合。

1.2自动化焊接技术1)传统焊接技术的自动化升级。

传统的电弧焊、可燃气体焊在技术层面上具有较强的实用性，能够满足大部分工业生产对焊接作业的需求，在现代化生产中，常利用机电控制技术、机器人技术替代传统的人工焊接，由自动化程度很高的电控机械设备完成焊接过程。

核电站主管道自动焊焊缝缺陷的返修研究摘要：核电站主管道自动焊是一种先进技术，是三代核电站主管道焊接的首选技术。

中广核工程有限公司在压水堆核电站主管道自动焊技术中开发了窄间隙、单层单道焊接工艺，该工艺较手工焊相比能显著提高焊接质量和效率、降低工人劳动强度。

在该工艺开发及现场实施过程中，由于其自身焊接特点，也会产生一系列缺陷。

为确保焊缝质量，中广核工程有限公司根据主管道特点、坡口形式以及缺陷特点等，研究和开发了压水堆主管道焊缝返修技术。

关键词：主管道自动焊手工焊缺陷返修Abstract：The primary pipelines automatic welding of Nuclear power plant is an advanced welding technology ，is the primary choice for the third generation of nuclear power plant for pipelines welding. China Guangdong Nuclear Power Engineering Co.，Ltd（CNPEC）in PWR nuclear power plant primary pipeline automatic welding technology develop narrow gap and single-pass welding process. The process can significantly improve the welding quality and efficiency，reduce the labor intensity，stable welding quality. In the course of process development and implementation，because of its welding characteristics，it will produce a series of defects. In order to improve the welding quality. According to the characteristics of primary pipe，groove form and defect characteristics etc . CNPEC research and developthe PWR primary pipe welding repair technology.Key words：Primary pipelines automatic welding manual welding welding defect repair；2007年10月，国家发改委能源局出台的《核电中长期发展规划2005—2020》中提出：到2020年，核电运行装机容量争取达到4000万kw，核电年发电量达到2600～2800亿kwh。

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核电站主管道焊接工艺研究核电站是利用核能发电的设施，核电站在发电过程中需要依赖大量的管道系统来输送冷却剂、蒸汽和其他辅助介质。

这些管道必须具备高强度、高密封性和高可靠性的特点，以确保核能发电过程的安全和稳定运行。

管道系统的核心是焊接工艺，它直接影响着管道的质量和安全。

针对核电站主管道的焊接工艺，需要考虑以下几个关键方面：首先，材料的选择。

核电站主管道常采用耐腐蚀、耐高温的材料，如不锈钢和钛合金。

这些材料在焊接过程中对焊接工艺的要求较高，在选择材料时需要考虑其焊接性能和可焊接性。

其次，焊接参数的确定。

焊接参数包括焊接电流、焊接电压、焊接速度和焊接角度等。

这些参数的确定需要考虑材料的性质、管道的壁厚和尺寸、焊接位置的限制等因素。

在核电站主管道焊接过程中，需要严格控制焊接参数，以确保焊接接头的质量和稳定性。

第三，焊接工艺的选择。

核电站主管道焊接工艺常采用手工电弧焊、焊接机器人和自动焊接设备等。

手工电弧焊是一种传统的焊接方式，具有灵活性和适应性强的特点。

焊接机器人和自动焊接设备能够提高焊接效率和一致性，减少人为因素对焊缝质量的影响。

最后，焊接质量的控制。

核电站主管道焊接质量的控制是关键的一步，包括焊接接头的准备、焊接工艺规程的执行和焊接接头的检验等。

在焊接接头的准备过程中，需要进行清洁和除锈处理，以确保焊接接头的纯净度和可焊性。

同时，执行焊接工艺规程时，需要保证操作者的技术熟练度和操作的规范性。

最后，焊接接头的检验是焊接质量的关键环节，可以采用无损检测和物理性能测试等方法，对焊接接头的质量进行评价和验证。

综上所述，核电站主管道焊接工艺的研究对于核电站的建设和运行具有重要意义。

通过合理的材料选择、焊接参数的确定、焊接工艺的选择和焊接质量的控制，可以确保核电站主管道的焊接质量和安全性，提高核能发电的效率和可靠性。

核电站主管道焊接工艺的研究在核电站建设和运行中具有重要意义。

核电站作为重要的能源供应设施，核电站的安全性和稳定运行对于国家的能源战略和经济发展具有重大影响。

VVER堆型主管道自动焊工艺理化性能影响因素的研究VVER（VVER-水水动力反应堆）主管道自动焊工艺是一种重要的核电装备焊接工艺，其质量直接影响着核电站的安全运行。

因此，研究VVER 主管道自动焊工艺的理化性能影响因素十分重要。

本文将从焊接材料、焊接工艺参数和焊接热循环三个方面探讨这些影响因素。

首先，焊接材料是影响焊接接头性能的重要因素之一、主管道的焊接接头由一系列材料构成，包括管道和填充金属。

这些材料的物理和化学性质将直接决定焊接接头的力学性能和耐腐蚀性。

例如，选择具有足够强度和塑性的焊接填充金属，可以提高焊缝的断裂韧性和抗冲击性能。

同时，材料的化学成分应满足所焊接工件的特定要求，以确保焊接接头与原材料的相容性。

其次，焊接工艺参数是影响焊接接头性能的另一个重要因素。

焊接工艺参数包括焊接电流、电压、焊接速度和焊接角度等。

这些参数的选择将直接影响到焊接接头的质量和性能。

例如，过高的焊接电流和电压可能会导致焊接接头表面熔皮过厚和内部结构不均匀，从而影响接头的力学性能和耐腐蚀性能。

因此，优化和合理选择焊接工艺参数是确保焊接接头质量的重要措施。

最后，焊接热循环是影响焊接接头性能的关键因素之一、焊接热循环包括焊接过程中的加热过程、保温过程和冷却过程。

焊接过程中的温度分布和温度梯度将直接影响到焊接接头的晶粒和组织形貌，从而影响焊接接头的力学性能和耐腐蚀性。

合适的焊接热循环将有助于减少焊接接头的应力和变形，提高接头的韧性和耐疲劳性能。

因此，对焊接热循环的研究和优化是保证焊接接头质量的重要手段。

综上所述，VVER主管道自动焊工艺的理化性能受到多个因素的共同影响。

焊接材料的选择、焊接工艺参数的优化和焊接热循环的调控都对焊接接头的质量和性能具有重要影响。

因此，在实际焊接过程中，需要全面考虑这些影响因素，制定合理的焊接工艺，以保证焊接接头的质量和安全性。

核电厂主管道焊接技术研究发布时间：2022-07-16T08:32:27.888Z 来源：《工程建设标准化》2022年37卷3月5期作者：林柯宇[导读] 核电厂主管道主要作用在于连接主回路压力容器、林柯宇烟台台海玛努尔核电设备有限公司山东烟台 264003摘要：核电厂主管道主要作用在于连接主回路压力容器、主泵管道以及蒸汽发生器，也是核反应堆冷却剂系统运行的关键。

核电厂主管道内部留有高压高温高放射性物质，为了确保核电站的安全运行需要在管道焊接工作中加以重视。

本文从核电站主管道焊接技术的分类与应用入手，最后分析核电厂主管道焊接工艺，希望对相关研究带来帮助。

关键词：核电厂；主管道；焊接技术核电厂反应堆冷却剂主管道在长期运行中承受反应冷却剂高压、高温，所以焊接质量将直接影响到核电厂的运行。

近年来我国引进俄罗斯压水堆核电厂，其主要特征在于主管道应用复合钢材料，这种主管道的焊接工艺复杂并且施工难度大，以下进行相关分析。

一、核电站主管道焊接技术的分类与应用（一）EPR焊接工艺 EPR核电站的主回路系统由四环路组成，并且每个环路包括蒸汽发生器一台、主泵一台，每个环路带有6个现场焊口。

EPR主管道的焊接过程中需要进行测量计算，做好坡口加工引入组对工作，最后进行管道焊接。

整个工序关系密切，EPR主管道采取自动焊接工艺，并且施工逻辑得到较大改进，在实际施工中自动焊接工艺组，间隙控制在0-1毫米之内，相较于传统手工焊接1-4毫米的要求更加严格，所以EPR 核电站主管道引进工装，由此对主管道进行调整与组对。

此外，为了消除安装公差造成的影响，在主管道组对调整期间通过精密测量对安装位置严格控制[1]。

（二）CPR1000焊接工艺这种焊接工艺应用二代加上一回路百万千瓦级压水堆核电站技术路线，通过主管道把反应堆压力容器、主泵、蒸汽发生器、稳压器连接成为三个封闭环路。

在焊接过程中首先需要进行工艺评定，分析焊接母材材质、规格、焊接位置、焊接方法，要求主管道工艺评定母材，母材当中硼含量要低于0.0018%，不锈钢材料氮含量低于0.08%，主管道为大璧后管道，采取氩弧自动焊方式，在现场焊接过程中每个环路组成包括热锻、过渡段以及冷锻，其中热段连接压力容器以及蒸汽发生器；过渡段和蒸汽发生器相连接；冷断将主泵泵壳以及压力容器连接，每个环路现场共有24道焊口[2]。

一种压水堆核电站主管道窄间隙自动焊焊缝超声检测技术一种压水堆核电站主管道窄间隙自动焊焊缝超声检测技术朱德才刘以亮李予卫（中广核工程有限公司，广东深圳518000）The ultrasonic examination technique of main coolant pipelines automatic weld in PWRZhu Decai; Liu Yiliang; Li Y uwei（China Nuclear Power Engineering Company, Shenzhen of Guangdong Prov.518000, China）Abstract：The primary equipments like the reactor stress vessel, steam generator and reactor coolant pumps are connected by the main coolant pipelines (MCL). The MCL is the biggest and thickness pipeline in the nuclear island of PWR, the welding quality of MCL welds is critical to nuclear reactors．The MCL base metal is austenitic-ferrite stainless steel formed by case, its internal structure contains coarse columnar crystal and anisotropy. So the ultrasonic inspection is not quire valid for the MCL welds and according to the design requirement the MCL manual welds do not need ultrasonic test (UT). But with the application of narrow gap automatic welding technique in MCL welding, the UT inspection for the weld now is required in order to guarantee the quality of the welds.Key words ：Primary coolant pipe ；Automatic welding；Stainless steel；Ultrasonic examination摘要：压水堆核电站主管道是连接核岛主设备的大管径、大厚壁承压管道，主管道母材由奥氏体- 铁素体不锈钢材料铸造而成，其内部组织包括粗大柱状晶且具有各向异性的特点。