| 标题 | 某核电厂主蒸汽管道焊接见证件不合格事件监督经验反馈 |
| 范文 | 张佳 牟童 摘 要：文章主要介绍了某核电厂主蒸汽管道焊接见证件冲击试验不合格问题，营运单位对问题的处理和原因分析过程以及核安全监管部门现场监督情况。目的是通过对事件经过及现场监督活动的梳理总结，得到一种可以借鉴的类似问题处理经验，促进相关单位能够更好地在法律法规和相关标准要求下开展核电厂建造活动。营运单位在该问题的处理过程中，应该进一步提高核安全文化意识，对于现场发现问题应及时通过开启不符合项等方式进行处理，并与监管单位做好沟通和及时上报。同时，应加强原因分析和经验反馈，避免类似问题再次发生。 关键词：核电厂焊接;见证件;核安全;监督 某国产新型核电机组主蒸汽系统管道材质为P91，P91材料相当于国标10Cr9Mo1VNbN，不仅具有高的抗氧化性能和抗高温蒸汽腐蚀性能，而且还具有良好的冲击韧性和高而稳定的持久塑性及热强性能。主蒸汽管道为高温机械部件，在国内核电厂主蒸汽管道上首次应用P91材料，施工单位相关焊接经验匮乏，相应焊接工艺和热处理工艺尚需验证，焊接质量风险较大，是安装活动的难点。核设施营运单位及相关单位应高度重视主蒸汽系统P91钢管道焊接见证件冲击试验不合格问题，妥善应对质量风险。 根据《主蒸汽P91钢管道焊接见证件技术规格书》规定，见证件的制作和检验遵循《压水堆核岛机械设备设计和建造规则》（RCC-M 2000版+2002补遗）标准。核安全2、3級主蒸汽管道的对接焊缝均应设置产品焊接见证件，焊接见证件应按焊接工艺评定试件相同的要求进行破坏性检验、重复性试验，若破坏性检验和可能的重复试验结果不合格，则该焊接工艺评定应暂停使用，同时主管道现场安装单位应编制原因分析报告。报告至少包括研究不合格的原因，分析他们对产品焊缝安全性的影响程度，通过研究得到较多的证据证明设备的使用是安全的，或者对设备做了直接检验后证明设备的使用是安全的等四方面内容。 1 主蒸汽系统P91钢管道焊接见证件冲击试验情况 核岛主蒸汽系统管道共计233道焊口，现场焊接5道焊口之后进行见证件的焊接，焊接见证件进行了4次共21个试样的冲击试验，发现6个试样的冲击功值不满足要求，造成现场已焊接的39道焊口质量不确定，监管部门对该情况进行了全程跟踪和调查，情况如下： 2018年8月2日，现场开始第1道主蒸汽P91焊口焊接。 2018年9月2日，现场开始P91焊接第1个见证件。 2018年11月4日，现场进行焊接见证件冲击试验（20℃）发现3个试样的冲击功分别为40J、38J、30J，均不满足《主蒸汽P91钢管道焊接工艺评定变更180321》规定“每个试样冲击功值≥41（J）”的要求。见证件的其他焊后检测检验结果均符合要求。现场暂停主蒸汽管道焊接施工。 2018年12月5日，现场对见证件余料第一次加倍取样所取6个试样进行焊缝冲击试验，冲击功分别为62J、56J、62J、52J、51J、46J，满足要求。 2018年12月21日，营运单位开启《主蒸汽钢管道焊接见证件焊缝试样冲击功值不满足要求》施工不符合项，建议处理方案为照用。 2018年12月25日，现场对见证件余料第二次加倍取样所取6个试样进行焊缝冲击试验，冲击功分别为42J、26J、56J，58J、64J、41J，编号为JWJ-017-W-14试样不满足要求。 2019年2月18日，因编号为JWJ-017-W-14试样不满足要求，营运单位升版上述不符合项，建议对不合格试样断面进行金相检验，观察马氏体组织并测量δ-铁素体含量;在不合格试样临近区域再取两组试样进行冲击试验。 2019年2月27日，现场对见证件余料第三次加倍取样所取6个试样进行焊缝冲击试验，冲击功分别为37J、53J、51J、38J、42J、56J，编号为JWJ-017-W-16、JWJ-017-W-19试样不满足要求。 2 原因分析情况 为验证试样加工偏差对冲击结果的影响，2019年4月1日，营运单位委托北京某检测公司进行示波冲击试验，采用投影曲线磨加工缺口，试验结果为43J、38J、34J，与见证件首次试验结果40J、38J、30J 基本一致。此试验结果，说明加工偏差不是影响焊缝冲击不合格的原因。 为验证热处理保温时间不足，回火不充分对冲击试验结果的影响，营运单位制作第一个试验件，于2019年4月23日完成试验件各项试验，焊缝冲击为45J、29J、30J，不满足设计要求。此试验结果，说明只增加热处理保温时间未能改善焊缝冲击值。 随后，营运单位通过对P91焊接工艺评定、焊接见证件的梳理发现，马氏体转变温度及时间的不同可能导致见证件焊缝冲击试验不合格。 为验证马氏体转变温度及时间的不同对焊缝冲击的影响，2019年4月27日开启第二个试验件施工质量计划，采用与原焊接工艺评定同样的技术参数进行焊接及热处理，做了5组15个试样，试验结果合格。 值得注意的是，在进行第二个试验件试验过程中，营运单位将验收准则由“每个试样冲击功值≥41（J）”变更为“平均值不小于41J，单个最小值不小于34J”。 2019年5月16日，现场制作第三个、第四个试验件，两个试验件均采用与工艺评定相同的焊接热处理参数及过程控制。其中第三个试验件焊缝冲击试验不合格。 通过对第三个、第四个试验件焊缝冲击结果的梳理，发现虽然第三个试验件不合格，但第三个、第四个试验件4 组焊缝冲击平均值分别为50J、41.3J、57.7J、51.7J，由此可判断改变马氏体转变温度及时间可以提高焊缝冲击值。 2019年6月，现场制作了第五个、第六个试验件，采用国产和进口焊材对称焊接，试验结果均合格。 3 后续处理措施 1）升版《主蒸汽钢管道焊接见证件焊缝试样冲击功值不满足要求》施工不符合项，处理方法为报废。 2）开启实体焊口不符合项，现场抽取5道实体焊口按升版后的工艺卡，返工处理，完成5道焊口后制作见证件。 3）见证件合格后，现场剩余实体焊口按升版后工艺进行返工处理，并开展主蒸汽系统施工。 4）若见证件不合格，拟依据ASME-III-2004第1册-NC卷规定，对采用提高主蒸汽系统最低使用温度方案后，焊缝质量的可接受性进行评估。 4 监督情况 监管部门发现该问题后，立即督促并要求营运单位报送建造事件，同时对主蒸汽系统P91钢管道焊接见证件相关设计文件、施工文件记录、不符合项报告等文件资料进行了审查，与营运单位相关人员进行对话，发现如下问题： 1）营运单位在处理主蒸汽P91管道焊接见证件焊缝冲击试验不合格事件过程中，不符合项未及时开启，从发现问题到开启不符合项跨度几个月。没有将相关问题及时上报监管部门，没有主动、及时上报建造事件。 2）主蒸汽系统见证件的制作与检验标准存在不一致，如最终安全分析报告中采用ASME规范，见证件的制作要求源自RCC-M规范，见证件的性能试验执行GB规范。 3）主蒸汽系统P91钢管道焊接见证件首次冲击试验取样焊缝区取样区域为315°- 0°范围，与《主蒸汽P91钢管道焊接工艺评定》规定的冲击试样区域在225°-270°范围不符。 4）現场制作了一个焊接见证件，并整体进行了焊后热处理，与《主蒸汽P91钢管道焊接见证件技术规格书》中“若焊接见证件进行焊后热处理，见证件应分为两部份：第一部分（成为实际见证件）……第二部分未热处理（或经受模拟消除应力热处理）的见证件”的要求不符。 5）针对第一次原因分析，见证件冲击试样先后由多家单位采用线切割、冲击拉床等多种方法加工V型缺口，但三次冲击试验不合格主要原因均归结为冲击试样加工存在偏差，存在根本原因分析不准确、处理方案不完善的问题。 6）根据冲击试验不合格的原因分析结果，以及与执行标准《金属材料夏比摆锤冲击试验方法》（GB-T229-2007）的核对，发现相关试样机加工单位和检测单位没有严格按照标准的要求进行试样制作和进行试验前的试样检查，不符合项处理过程质量控制存在失效。 7）营运单位及相关单位对焊接见证件的认识上存在问题，把焊接见证件和焊接试验件混淆，未能理解焊接见证件的作用和意义，以及焊接见证件的重要性。 5 经验反馈 1）鉴于主蒸汽P91钢管道焊接存在较大的质量风险，建议国家核安全局对该问题进行审评。 2）针对主蒸汽系统建造标准不一致、未按技术规格书规定进行见证件热处理和在规定区域进行试样取样等问题，营运单位及相关单位应明确见证件的建造标准，严格按照件和标准规范要求开展见证件制作和试验等活动。 3）针对主蒸汽系统P91钢管道焊接见证件冲击试验不合格原因分析不准确、处理过程质量控制存在失效等问题，营运单位及相关单位应深入开展不符合项根本原因分析，制定切实可行处理方案，并加强不符合项处理流程管控，确保不符合项得到有效处理。 4）营运单位在建造事件补充报告中，认为焊缝冲击存在离散性，因此本文认为目前仍然没有找到根本原因，建议还要进一步开展原因分析。同时，营运单位在拟采取措施中，计划采用提高主蒸汽系统最低使用温度的方案，把问题交给后期运行来处理，这种处理问题的方式，值得商榷。 5）根据标准要求，见证件必须在规定时间内完成各项检验，但P91的试验结果实际基本是在最迟时间点才出各种试验结果，虽然没有违反标准规定，但是增大了检验期间施工的质量风险和后续返工量。 6）相关单位应客观看待存在的问题，提升专家会议的质量，尤其是第三次原因分析，专家会意见仍然认为是试样加工问题造成不合格，导致见证件余料用完，给后期处理带来困难。 7）对于新材料的应用，应保守、审慎，P91材料在火电应用广泛、成熟，但为何在核电上应用却出现问题，值得业内人士关注。 6 结论 通过梳理相关单位对焊接见证件不合格问题的处理和原因分析过程，本文认为营运单位应该进一步提高核安全文化意识，对于不符合验收准则的问题应及时开启不符合项进行处理，符合建造事件准则的应及时上报建造事件。严格按标准规范程序要求开展工作，加强焊接过程质量控制和焊接见证件的处理。深入开展根本原因分析，对问题处理过程中可能发生的结果做好预判并提前制定针对性处理措施。 参考文献： [1]吴宗鑫，张作义.世界核电发展趋势与高温气冷堆[J].核科学与工程，2000，20（3）：211-219+231. [2]RCC-M.压水堆核岛机械设备设计和建造规则[S]，2000+2002补遗. [3]ASME Boiler and Pressure Vessel Code，Section III[S]，2004 [4]华能山东石岛湾核电有限公司.华能山东石岛湾核电厂高温气冷堆核电站示范工程最终安全分析报告[R].荣成：华能山东石岛湾核电有限公司，2015. [5]GB/T229，金属材料夏比摆锤冲击试验方法[S]，2007 |
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