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摘 要：文章主要介绍了国内某自主核电机组换料水箱在焊接施工中存在的问题，分析了施工单位在处理换料水箱的焊接过程中暴露出的问题。施工单位应切实加强对自主核电机组新技术的研究，重视国内标准在核电机组的应用，为国内后续自主核电机组焊接施工提供借鉴经验。
关键词：自主核电;内置换料水箱;焊接施工
国内自主核电机组内置换料水箱作为反应堆厂房结构的一部分，其位于反应堆厂房的底部，是一个内衬不锈钢衬里的钢筋混凝土结构。在换料期间，为反应堆换料水池充水，在事故工况下，为安注系统和安喷系统提供安全水源。该自主核电机组内置换料水箱内有不锈钢衬里，并设置过滤系统。内置换料水箱在结构设计、载荷设计（正常载荷、各种瞬态下的载荷、地震载荷等）方面的设计基准及要求与安全壳设计一致。
1 换料水箱焊接情况
国内该自主核电机组在内置换料水箱顶部、墙壁和底部均安装不锈钢覆面，不锈钢材质均为022Cr19Ni1，顶板、壁板、底板厚度分别为3mm、4mm、6mm（地坑覆面厚度为6mm），顶板由膨胀螺栓直接锚固在一次混凝土上，壁板及底板以专用型钢作为焊接垫板对接拼装而成。该换料水箱在进行密封试验时发现存在滴漏，经排查，在换料水箱凸台110°包边折弯处（焊缝热影响区位置）存在长8mm缺陷（折弯和拼接焊缝交汇处），随后施工单位开启不符合项处理，所采取的处理措施为：1）按照原已评定的工艺评定（背面有氩气保护的手工氩弧焊（TIG））参数进行背面无氩气保护情况下的模拟焊接试验;2）对缺陷位置进行焊接，焊接参数按模拟试验焊接参数进行补焊作业。
在换料水箱凸台包边焊缝缺陷处理过程中，施工单位在现有焊接工艺评定不能覆盖的情况下，采取制作焊接模拟件并进行晶间腐蚀试验验证后进行返修补焊，补焊过程仅开启不符合项，并未形成设计变更和形成任何设计分析报告。
2 法规和标准要求
《核电厂质量保证安全规定》[1]（HAF003）中8.1节规定“当所达到的质量取决于所使用的工艺过程，且不能通过对成品的检查来验证时（例如在焊接、热处理和无损检验中使用的工艺），必须根据有关的规范、标准、技术规格书、准则的要求或其他特殊要求，制定一些措施并形成文件，以保证这些工艺由合格的人员、按照认可的程序和使用合格的设备，按现有标准来完成。对于现有规范、标准、技术规格书和准则尚未包括的工艺或质量要求超出这些文件规定的情况，必须对人员资格、程序或设备的鉴定要求另行作出规定”。
《压水堆核电厂核岛机械设备焊接规范第3部分：焊接工艺评定》[2]（NB/T 20002.3-2013）中规定：焊接工艺如发生背面保护方法（整体或局部）的改变，则焊接工艺评定无效。厚度小于5mm的奥氏体不锈钢零件进行TIG焊接时，背面应采用惰性气体进行保护以防止氧化。
3 存在的问题及思考
3.1 存在问题
施工单位在对换料水箱进行补焊活动时未提请开展焊接工艺评定，并且在不符合项报告中，缺少原设计单位的论证分析，不符合《核电厂质量保证安全规定》（HAF003）中相关规定。施工单位的补焊活动违反了《压水堆核电厂核岛机械设备焊接规范第3部分：焊接工艺评定》（NB/T 20002.3-2013）中对工艺评定和焊接工艺要求的两项准则。
3.2 对问题的思考
1）国内一些具有成熟技术的机组中多次存在采取上述方式进行换料水池焊缝的缺陷处理，施工单位存在经验主义，对自主核电机组换料水箱的特殊性考虑不足，以惯性思维照搬老经验进行焊接处理，暴露出施工单位对国内核电机组自主知识产权、国内标准应用认识不深入，导致施工过程中多次出现违反法规和标准的现象。
2）施工单位应高度重视核安全物项的施工，尤其重视焊接施工和无损检验，根据核安全法规及标准的要求，对換料水箱焊接工艺不满足的情况下，应重新开展焊接工艺评定，加强焊接过程的控制，保证焊接质量。
4 结论
通过对换料水箱的焊接施工出现的问题进行分析，本文认为国内自主核电机组施工单位应高度重视培育核安全文化意识和核安全物项的施工，加强对国内自主核电机组新技术、新工艺、新设备以及国内新标准的研究，焊接施工应严格按法规及标准规范要求开展，加强焊接过程质量控制，确保核安全物项质量。
参考文献：
[1]核电厂质量保证安全规定.
[2]压水堆核电厂核岛机械设备焊接规范第3部分：焊接工艺评定（NB/T 20002.3-2013）
关键词：自主核电;内置换料水箱;焊接施工
国内自主核电机组内置换料水箱作为反应堆厂房结构的一部分，其位于反应堆厂房的底部，是一个内衬不锈钢衬里的钢筋混凝土结构。在换料期间，为反应堆换料水池充水，在事故工况下，为安注系统和安喷系统提供安全水源。该自主核电机组内置换料水箱内有不锈钢衬里，并设置过滤系统。内置换料水箱在结构设计、载荷设计（正常载荷、各种瞬态下的载荷、地震载荷等）方面的设计基准及要求与安全壳设计一致。
1 换料水箱焊接情况
国内该自主核电机组在内置换料水箱顶部、墙壁和底部均安装不锈钢覆面，不锈钢材质均为022Cr19Ni1，顶板、壁板、底板厚度分别为3mm、4mm、6mm（地坑覆面厚度为6mm），顶板由膨胀螺栓直接锚固在一次混凝土上，壁板及底板以专用型钢作为焊接垫板对接拼装而成。该换料水箱在进行密封试验时发现存在滴漏，经排查，在换料水箱凸台110°包边折弯处（焊缝热影响区位置）存在长8mm缺陷（折弯和拼接焊缝交汇处），随后施工单位开启不符合项处理，所采取的处理措施为：1）按照原已评定的工艺评定（背面有氩气保护的手工氩弧焊（TIG））参数进行背面无氩气保护情况下的模拟焊接试验;2）对缺陷位置进行焊接，焊接参数按模拟试验焊接参数进行补焊作业。
在换料水箱凸台包边焊缝缺陷处理过程中，施工单位在现有焊接工艺评定不能覆盖的情况下，采取制作焊接模拟件并进行晶间腐蚀试验验证后进行返修补焊，补焊过程仅开启不符合项，并未形成设计变更和形成任何设计分析报告。
2 法规和标准要求
《核电厂质量保证安全规定》[1]（HAF003）中8.1节规定“当所达到的质量取决于所使用的工艺过程，且不能通过对成品的检查来验证时（例如在焊接、热处理和无损检验中使用的工艺），必须根据有关的规范、标准、技术规格书、准则的要求或其他特殊要求，制定一些措施并形成文件，以保证这些工艺由合格的人员、按照认可的程序和使用合格的设备，按现有标准来完成。对于现有规范、标准、技术规格书和准则尚未包括的工艺或质量要求超出这些文件规定的情况，必须对人员资格、程序或设备的鉴定要求另行作出规定”。
《压水堆核电厂核岛机械设备焊接规范第3部分：焊接工艺评定》[2]（NB/T 20002.3-2013）中规定：焊接工艺如发生背面保护方法（整体或局部）的改变，则焊接工艺评定无效。厚度小于5mm的奥氏体不锈钢零件进行TIG焊接时，背面应采用惰性气体进行保护以防止氧化。
3 存在的问题及思考
3.1 存在问题
施工单位在对换料水箱进行补焊活动时未提请开展焊接工艺评定，并且在不符合项报告中，缺少原设计单位的论证分析，不符合《核电厂质量保证安全规定》（HAF003）中相关规定。施工单位的补焊活动违反了《压水堆核电厂核岛机械设备焊接规范第3部分：焊接工艺评定》（NB/T 20002.3-2013）中对工艺评定和焊接工艺要求的两项准则。
3.2 对问题的思考
1）国内一些具有成熟技术的机组中多次存在采取上述方式进行换料水池焊缝的缺陷处理，施工单位存在经验主义，对自主核电机组换料水箱的特殊性考虑不足，以惯性思维照搬老经验进行焊接处理，暴露出施工单位对国内核电机组自主知识产权、国内标准应用认识不深入，导致施工过程中多次出现违反法规和标准的现象。
2）施工单位应高度重视核安全物项的施工，尤其重视焊接施工和无损检验，根据核安全法规及标准的要求，对換料水箱焊接工艺不满足的情况下，应重新开展焊接工艺评定，加强焊接过程的控制，保证焊接质量。
4 结论
通过对换料水箱的焊接施工出现的问题进行分析，本文认为国内自主核电机组施工单位应高度重视培育核安全文化意识和核安全物项的施工，加强对国内自主核电机组新技术、新工艺、新设备以及国内新标准的研究，焊接施工应严格按法规及标准规范要求开展，加强焊接过程质量控制，确保核安全物项质量。
参考文献：
[1]核电厂质量保证安全规定.
[2]压水堆核电厂核岛机械设备焊接规范第3部分：焊接工艺评定（NB/T 20002.3-2013）