随着国民经济的快速增长,导致了对电力需求的快速增长。目前市场上以火力发电为主。火力发电是以煤炭作为能源,是不可再生能源具有不可逆性。而核能发电作为新型的清洁能源,具有效率高、污染少的特点,已引起各国的兴趣。目前核电市场中,设计单位参与度较高、设计堆型多样、设计要求之前存在区别,因此研究核岛主设备的制造工艺是顺应市场发展趋势,提高核电装备制造业技术发展水平,提高市场竞争能力的必要措施。在压水堆核岛系统中主设备通过管道将不同的设备连接形成回路系统,存在许多核岛主设备接管与安全端的焊接接头。核电站运行经验和历史表明,接管安全端异种金属焊接接头是整个一次侧回路系统中的薄弱环节,这种关键接头的失效将会导致一回路放射性水介质的外泄,可能引起核反应堆压力容器失水及堆芯过热熔化的重大事故,对核电站安全运行和环境造成极大的影响。本论文首次集中研究二代改进型CPR1000和新一代(三代)AP1000、EPR压水堆核岛主设备安全端结构特点。系统开展RCC-M和ASME核电标准体系低合金钢、不锈钢和镍基合金材料的焊接性能及物理性能研究。针对不同类型安全端接头开展焊接工艺应用研究。对核岛主设备用低合金钢SA508Gr3Cl2、16MND5、18MND5开展焊接性分析,分别采用碳当量法和冷裂纹敏感系数的方法分析其冷裂纹敏感性;采用热裂纹敏感系数法分析其热裂纹敏感性;采用层状撕裂敏感指数法分析其层状撕裂敏感性。通过研究表明核岛主设备常用SA508Gr3 Cl2、16MND5、18MND5低合金钢中SA508Gr3 Cl2冷裂纹倾向及热裂纹倾向均最大而16MND5和18MND5冷裂纹倾向及热裂纹倾向相当;当合金中C、S、P、Si含量越大热裂纹敏感性越大,Mn含量越大热裂纹敏感性越小;SA508Gr3Cl2、16MND5、18MND5均存在一定程度的层状撕裂敏感性。对核岛主设备用不锈钢Z2CN18.12N2、SA182F316LN开展焊接性分析,分析其化学成分可以确定上述两种材料均是属于18-12型的奥氏体不锈钢。通常这类材料合金化程度较低,若含有少量的δFe(约5%左右)则可大大提高焊缝的抗热裂纹能力。通过将其化学成分折算成镍当量和铬当量的方法利用舍弗勒图(Schaeffler)和德龙(Delong)图分析其组织组成,通过研究表明Z2CN18.12N2、SA182F316LN均属于含有少量铁素体组织的奥氏体钢,均具有良好的抗热裂纹敏感性的能力。不锈钢发生晶间腐蚀的主要原因在于晶界的铬与碳元素结合形成碳化物沉淀析出,而导致沿晶周围的铬迅速降低到12.5%以下使其抗腐蚀能力下降。不锈钢产生晶间腐蚀的倾向与钢中含碳量有关,当碳的含量低于奥氏体钢在室温下的溶解度0.02%-0.03%时,就有可能避免产生晶间腐蚀。通过分析不锈钢材料的化学成分,可以发现核岛主设备采用的不锈钢材料均为超低碳的不锈钢材料,这就进一步降低了核电材料发生晶间腐蚀的可能性。核电用690镍基材料属于镍-铬-铁基耐蚀合金,此类合金凝固呈奥氏体,导致合金元素和杂质元素强烈偏析。这样的偏析会影响凝固开裂敏感性,并可促使在PWHT过程中脆化。这些合金也对HAZ和焊缝金属液化裂纹敏感,又是由于在HAZ中的晶界偏析及在再热的焊缝金属中残余凝固偏析所致。核岛主设备材料材料物理性方面存在差异,通过数据分析表面镍基合金和不锈钢比低合金钢线膨胀系数大、热导率小、熔点高、密度大。镍基合金和不锈钢与低合金钢相比较,强度偏低但是韧性提高。不论从化学成分还是物理性能还是力学性能方面,低合金钢和镍基合金、不锈钢之间都存在着较大的差异。根据三种安全端结构特点,分析和研究焊条电弧焊、埋弧自动焊和自动钨极氩弧焊对核岛主设备安全端焊接的适应性,对焊接工艺相关因素的分析方法、工艺特点、工艺流程等方面开展系统的分析研究。并开发了安全端隔离层自动钨极氩弧焊堆焊参数、安全端埋弧自动焊对接参数和自动钨极氩弧焊对接参数。通过安全端异种金属焊接模拟件试验,按照核电设计和制造标准开展化学成分分析、拉伸、弯曲、冲击等力学性能试验,晶间腐蚀试验及宏微观金相分析等一系列试验和研究。结果表明,三种焊接工艺得到的安全端接头化学成分及组织正常,力学性能满足核电运行设计要求。