核电平板滤网2507超级双相不锈钢焊接工艺

徐杰; 丁跃华; 徐耀; 刘红; 方圆; 林丽花; 顾陆军; 沙凯丰

doi:10.7512/j.issn.1001-2303.2025.07.08

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专辑

核电平板滤网2507超级双相不锈钢焊接工艺
Research on the Welding Process of 2507 Super Duplex Stainless Steel in the Flat Screen Filter Equipment of Nuclear Power Plants
2025年55卷第7期页码：79-88
收稿：2025-03-30，

修回：2025-04-07，

纸质出版：2025-07-20
DOI： 10.7512/j.issn.1001-2303.2025.07.08
稿件说明：

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徐杰，丁跃华，徐耀，等.核电平板滤网2507超级双相不锈钢焊接工艺［J］.电焊机，2025，55（7）：79-88. DOI： 10.7512/j.issn.1001-2303.2025.07.08.

XU Jie, DING Yuehua, XU Yao, et al.Research on the Welding Process of 2507 Super Duplex Stainless Steel in the Flat Screen Filter Equipment of Nuclear Power Plants[J].Electric Welding Machine, 2025, 55(7): 79-88. DOI： 10.7512/j.issn.1001-2303.2025.07.08.

摘要

针对我国滨海某百万千瓦级CAP1000型三代非能动压水堆核电机组的冷源取水拦截清理循环系统中平板滤网设备材料2507超级双相不锈钢的焊接工艺进行研究，采用拉伸、弯曲、晶间腐蚀和金相分析等方法测定其焊接接头性能。结果表明：使用热输入分别为9.00 kJ/cm正面打底、9.60~11.52 kJ/cm正面填充、11.65~12.48 kJ/cm正面盖面、10.56 kJ/cm背面封底的药芯焊丝气体保护焊接（FCAW-G）工艺，得到的焊接接头具备优异的力学性能及良好的金相组织，满足核电设备在海洋腐蚀环境下的严格要求。横向菱形拉伸试样抗拉强度为845 MPa，破断于母材；180°横向侧弯试样无裂纹；金相组织均匀，铁素体相与奥氏体相比例合理，无显微裂纹和有害相析出；无晶间腐蚀倾向。结果验证了2507超级双相不锈钢适用于恶劣海洋条件下的核电设备焊接制造，符合核级结构材料标准。

Abstract

This study investigates the welding process of 2507 super duplex stainless steel

a critical material for flat screen filter equipment in the cold source water intake interception and cleaning circulation system of a CAP1000 third-generation passive pressurized water reactor nuclear power unit (1

000 MW class) in China. The performance of welded joints was comprehensively evaluated through tensile testing

bend testing

intergranular corrosion analysis

and metallographic characterization. Experimental results demonstrate that the flux-cored arc welding with gas shielding (FCAW-G) process

employing optimized heat inputs of 9.00 kJ/cm for the front-side root pass

9.60-11.52 kJ/cm for front-side fill passes

11.65-12.48 kJ/cm for the front-side capping pass

and 10.56 kJ/cm for the reverse-side backing pass

yields welded joints with exceptional mechanical properties and favorable metallurgical integrity. These joints meet the stringent requirements for nuclear equipment operating in marine corrosive environments. Transverse rhombic specimens exhibited a tensile strength of 845 MPa

with fractures localized in the base material. 180° transverse side-bend tests showed no surface cracking. Homogeneous dual-phase microstructure with a balanced ferrite-to-austenite phase ratio. Absence of microcracks

detrimental phase precipitation

or susceptibility to intergranular corrosion. The findings validate the applicability of 2507 super duplex stainless steel in critical nuclear power systems under harsh marine conditions

ensuring compliance with nuclear-grade structural material standards.

关键词

Keywords

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