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主泵泵壳堆焊质量控制 　　摘要：本文主要叙述了主泵泵壳堆焊过程的控制，从堆焊前、堆焊中、堆焊后三方面进行了阐述，列举了堆焊过程中需要注意的问题及对已发生的问题解决方法。 　　关键词：堆焊 PT UT 　　概论： 核电作为一种技术成熟、可大规模生产的安全、经济、清洁能源。未来5―10年，我国新建核电机组将以每年5―8台的速度递增，成为世界核电发展的火车头。2015年，我国核电装机容量即可达到4000万千瓦，到2020年，则可能达到8000万千瓦，占全国电力装机容量的5%、发电量的8%。 　　核反应堆冷却剂泵（以下简称“主泵”）是整个核电站关键设备之一，其功能是使冷却剂形成强迫循环，从而把反应堆中产生的热能传送到蒸汽发生器，以产生蒸汽，驱动汽轮机做功，再由机械能转化为电能。主泵泵壳是核反应堆冷却剂泵的核心部件，工作环境为高温高压及高放射性，因其特殊的使用场合，对泵本身的可靠性和安全性提出了极严格的要求。以前的核电项目的主泵都是从国外进口的，因此经济发展同样也受到了很大的制约。 　　主泵泵壳制造分为两个过程，泵壳锻件的锻造和泵壳的堆焊及水压试验，合格后进行主泵的装配，试验。 　　堆焊定义为增大或恢复焊件尺寸，或使焊件表面获得具有特殊性能的熔敷金属而进行的焊接。主泵泵壳内壁堆焊主要分为两层，一层是不锈钢过渡层309L，另外一层是不锈钢耐腐蚀层308L。前者为热堆，后者为冷堆。堆焊过程是较长的一个过程，因此将见证和巡检结合起来，这样有利控制产品的质量。堆焊过程控制从堆焊前、堆焊中、堆焊后三个过程进行控制。 　　1、堆焊前控制 　　1.1 工件的准备情况 　　――检查临时附件焊接过程是否符合作业指导书要求，如预热温度，焊材的牌号等。 　　――检查泵壳在变位器上的找正、固定情况，同时调整焊机位置，如泵壳是否在变位器的中心，当变位器回转时，焊机的位置是否能够保证焊接过程中堆焊层的厚度保持一致。这样通过泵壳在变位器上的调整后试运行，检查泵壳与焊机的运行是否符合焊接要求。 　　――检查焊机是否经过调试、检修验证，并查看近期的检修记录。 　　――检查泵壳焊接部位的打磨清洗过程是否符合焊接规程或相关规范要求。 　　1.2 焊材的准备情况 　　――根据焊接作业指导书，逐项审查每道焊接工序所使用焊材的质量合格证及焊材进厂复验报告，按照焊材采购技术条件对焊带、焊条和焊剂复验情况进行检查。 　　――根据焊接作业指导书逐项检查焊材牌号、批号是否符合焊接工艺规程要求。 　　1.3 焊接前的检查事项 　　――检查焊接前待堆焊内壁的表面粗糙度，表面清洁度是否符合规范及相关技术要求，焊接前应用丙酮清洗，方法是用干净的白布擦拭进行验证。 　　――检查待堆焊表面的预热温度是否达到焊接工艺规程的范围。 　　――检查焊接现场的焊接技术文件是否受控，是否有效，是否进行了焊前技术交底，焊接人员是否熟悉了焊接工艺规程，是否熟知焊接技术参数。 　　2、堆焊中控制 　　2.1 焊接过程的控制 　　――见证检查焊接人员首次对焊材的领用过程，包括焊带、焊剂或焊条的批号是否符合焊接工艺规程，以确保焊材的正确性，是否登记形成记录。 　　――见证检查焊材的烘干温度是否合适，保温时间够不够，是否有烘烤、领用记录等。按照RCCM规范要求，如烘干以后，焊条或焊剂使用之前应一直存放在保温容器或加热柜中。使用期间，如焊条或焊剂在常温下停留超过4小时，则应重新烘干。每个焊工都应备有一个能保持焊条干燥的手提式保温筒。 　　――见证检查焊接前的待堆焊表面的温度是否满足焊接规程要求，主要采用接触式测温计来测量，避免采用红外线测温仪测量，其测量结果不准确。 　　――见证检查焊带的安装、穿丝和起弧过程是否符合要求，焊带的安装要求其标识能够露出或是在明显的位置，以便现场人员核对批号等相关信息，在使用前，焊带应剪掉一段初始部分。 　　――见证检查焊接前对焊机电流、电压、焊接速度的调试及试焊情况。 　　――随时检查层道间的温度是否符合焊接工艺规程的要求。 　　2.2 堆焊过程中的其他事项的控制 　　――索取泵壳焊接人员名单，调取所有名单人员的焊工证进行核对，在堆焊过程中随时核对施焊人员是否符合要求，是否有资格进行相关焊接工作。 　　――巡视检查堆焊交接班记录，记录中要体现交接时工件时间，温度等参数。 　　――审查所有的堆焊过程记录是否符合要求，要求间隔一定的时间记录一次，一般为1小时或2小时。 　　3、堆焊后控制 　　通过堆焊后的探伤来控制。堆焊完309L后做PT（渗透检验规程），堆焊完308L后做PT和UT（超声检验规程）。通过探伤的结果来反映堆焊的质量好坏。在PT过程中要注意如下事项： 　　――从事渗透检验的人员应按HAF602《民用核安全设备