核电反应堆压力容器密封面修复工艺及质量控制

摘要：在本篇文章中，主要论述了核电反应堆压力容器密封面修复工艺以及质量控制。先简单介绍了修复工艺，依照检测结果对深度小于特定阈值的缺陷采取抛磨修复，超出阈值的则是依照剩余的防腐层厚度确定焊接修复工艺以及参数，利用无损检测技术检验修复区域各个方面。在质量控制方面，严格把控材料质量，有效执行相关工艺，使设备处于稳定运行的状态。通过该种方式能够提升密封面的修复质量，促使核电反应堆压力容器稳定运行。

关键词：核电反应堆；压力容器；密封面修复工艺；质量控制策略

1、案例概述

在某核电站的十年期大修期间，技术人员对反应堆压力容器顶盖法兰密封面，材料为低合金高强度钢A508 Gr.3 Cl.2进行常规在役检查时，发现存在局部损伤区域。该密封面为金属对金属接触式密封，设计宽度约50mm，直径约4米。具体损伤情况如下：

密封面周长计算公式：L=πD，其中D为密封面直径，案例中D≈4m，因此L≈12.56。

（1）损伤位置与范围。位于法兰外圈约1/4圆周长度范围内，呈断续分布，累计损伤长度约1.2米。

损伤占比计算公式损伤占比=X100%

（2）损伤形态与深度。划痕与沟槽表现为多条平行于圆周方向的划痕，最深处经精密测量达约1.2毫米，远超设计允许的局部损伤深度限值0.25mm。

超标判定公式：实际深度＞允许限值，案例中1.2mm＞0.25mm，判定为超标。

点蚀坑表现为在划痕区域及邻近区域散布，直径在0.5mm至2mm之间，深度在0.3mm至0.7mm。

点蚀尺寸范围表示：d直径

局部微裂纹是指在个别较深划痕的末端及点蚀坑底部，经渗透检测发现数条长度小于5mm的细微表面裂纹[1]。

裂纹长度判定：

（3）损伤影响评估。损伤深度全面影响了密封线的完整性，点蚀坑和微裂纹构成潜在的泄漏通道和应力集中源，严重威胁反应堆一回路压力边界的完整性。若不修复，存在一回路冷却剂泄漏的重大风险，可能导致非计划停堆甚至安全事件。

2、核电压力容器密封面常见损伤分析

压力容器密封面通常位于顶盖法兰或筒体法兰作为保障一回路承压边界完整性的关键部位，其损伤主要源于：

应力集中系数公式：

2.1机械损伤

划伤与压痕表现为在顶盖吊装、就位、螺栓拉伸等操作中，因工具碰撞、异物进入或操作不当导致密封表面被硬物刮擦或碾压形成沟槽、凹坑。这是现场最常见的损伤形式。磨损表现为反复启停堆过程中的微小相对位移（如热膨胀差异、螺栓预紧力变化）导致密封面微动磨损。

微动磨损量公式：W = k.F.s（k 为磨损系数，F 为接触力，s 为相对位移量）

2.2腐蚀损伤

点蚀是指高温高压含硼水环境中，密封面保护性氧化膜局部破坏，形成向材料内部发展的点状腐蚀坑，氯离子等杂质会加剧点蚀。

点蚀速率公式：

缝隙腐蚀是在密封垫片与金属接触的边缘区域，因氧浓差电池形成局部腐蚀。

电化学腐蚀是异种金属接触，比如不锈钢螺栓、垫片与低合金钢法兰在介质作用下可能诱发电偶腐蚀。

电偶电流公式：

E为电极电位，Rtotal为总电阻）

2.3应力相关损伤

微裂纹表现为高预紧力、热应力循环、腐蚀环境共同作用下，在划痕、蚀坑等应力集中处萌生表面微裂纹，可能扩展。

裂纹扩展速率公式：

C、m 为材料常数，K为应力强度因子幅。

应力腐蚀开裂指的是特定材料、环境、应力组合下可能发生，虽然在密封面本体相对少见，但是在热影响区需要警惕。

2.4制造和安装遗留缺陷

原始加工刀痕、微小的焊接飞溅、未彻底清除的氧化皮等，在服役中可能成为损伤起始点。

3、密封面损伤修复工艺

针对上述案例中的复合损伤，本文制定了以下修复工艺流程。

修复材料去除量公式：

h＝hdefect＋hsafety

hdefect为缺陷最大深度，hsafety为安全余量

3.1预处理阶段

（1）精细清洁

使用无水乙醇或专用核级清洁剂彻底清除密封面及邻近区域的油脂、污垢、残留硼酸结晶及可能存在的放射性污染物。清洁后使用白布擦拭确认无可见残留物，达到Sa 2.5级清洁度要求。

（2）损伤精确表征。

目视与放大检查期间，使用10倍放大镜初步识别损伤位置和形态，做好渗透检测，严格按照RCC-M规范执行，使用高灵敏度着色或荧光渗透剂，清晰显示所有开口于表面的缺陷。表面轮廓测量则是使用高精度激光轮廓仪或接触式轮廓仪，对划痕和蚀坑进行三维扫描，精确测量其深度、宽度、长度及分布[2]。

表面粗糙度计算公式：Ra=|y（x）|dx（L 为取样长度，y（x）为轮廓偏差）

（3）裂纹深度评估

对PT显示的裂纹，采用超声波微焦点检测或涡流检测技术评估其是否向母材内部扩展及大致深度。

（4）损伤区域界定与标记

综合所有检测结果，清晰界定所有需要修复的区域边界。

3.2主要修复方法选择与实施

浅表损伤。案例中部分较浅划痕和个别浅点蚀，采用气动或电动直磨机，配备硬质合金旋转锉或精密磨头，在修复区域边缘开平滑过渡坡口（坡度约1：10）。

严格分层、分区域进行，研磨后表面粗糙度 Ra≤3.2。

中深度损伤及含裂纹区域-堆焊修复，案例中深度＞0.5mm的划痕、点蚀及所有含裂纹区域，对需堆焊区域，彻底打磨或机加工去除缺陷，对裂纹需打磨至裂纹尖端以下至少2mm处，选用镍基合金焊材。焊接工艺采取自动钨极惰性气体保护焊，预热温度≥150℃，层间温度控制≤ 200℃。热输入控制期间，每层厚度控制在2-3mm以内，热输入公式：Q = 60UI/（U为电压，I 为电流，为焊接速度）。

4、质量控制

（1）严格的过程控制。所有参与人员必须持有相应核级资质证书，并经过项目专项培训。设备需在有效校准期内，精度符合要求，材料需具有核级质保证书。精加工后，使用三坐标测量机或激光跟踪仪检测平面度、平行度等。

平面度误差公式：f=max（zi）-min（zi） zi 为被测表面各点相对于基准面的高度。

（2）严苛的最终检测与验证。在全面表面无损检测中，最终抛光后，对整个修复区域及热影响区进行100%渗透检测，对堆焊熔覆区域进行100%超声波检测。密封性验证试验压力为设计压力的1.25倍，保压足够时间，确保零泄漏。

试验压力公式：

Ptext=1.25XPdesign

氦气检漏，检测氦气泄漏率，要求＜1X10-9Pam3/s

p为压力变化，V为腔体体积， t为时间，为气体膨胀系数，T 为温度[3]。

文件包完整性与审查期间，汇集所有过程记录，形成完整的、可追溯的修复报告，由独立的质量保证部门审核放行。

5、结语：

综上所述，核电反应堆压力容器密封面修复基础和质量控制决定了核电站的安全运行。通过深入内部的探究修复工艺，依照缺陷实际情况选择与之相符的修复方式，确定基本的参数，能够将密封面的缺陷全面解决，并且健全的质量控制措施也可以为质量修复奠定坚实的基础。

参考文献：

[1]赵刚.孙悦.核电反应堆压力容器密封面修复后的质量检测与评估方法探讨[J].无损检测与评估.2024.30（4）： 45-50.

[2]周洋.吴昊.新型材料在核电反应堆压力容器密封面修复中的应用与优势[J]. 材料科学与应用.2024.15（2）： 20-26.

[3]刘梅.郑伟.核电反应堆压力容器密封面修复工艺的优化策略及质量控制要点[J].能源工程建设.2024.22（1）： 15-22.