300MW核反应堆冷却剂泵泵壳的超声波探伤试验研究

300MW核反应堆冷却剂泵是300MW压水堆核电站一回路主冷却剂泵，是核安全一级设备。该泵系国内首次研制生产，目前国外也只有少数几个发达国家能够制造。我公司承担了冷却剂泵泵壳的研制任务。泵壳为锻焊结构，由泵壳锻件(材料为508一Ⅲ 钢)和吸入安全端、吐出安全端(材料为316不锈钢)组焊而成，同时泵壳内腔及密封面堆焊309+308不锈层。在研制加工的各个阶段使用无损检验技术控制和检验产品质量。本文介绍泵壳锻件的超声波探伤试验研究。

1研究内容及技术指标要求

泵壳研制过程中无损检验的关键和难点在于泵壳锻件的超声波检验。众所周知，就超声波检验技术本身而言，其检验结果受人为因素影响很大。同时锻件材料中缺陷存在的型式各异，位置、当量大小及性质无一定规律，随机性很强，极易发生错检和漏检。必须选择合理的工艺和条件并结合丰富的实践经验才能对被检对象作出准确的检验结论，否则有可能导致整个研制工作的失败。泵壳锻件内外表面形状复杂，厚度变化大，检测要求极为严格。因此，在以下三方面进行了试验研究:

①、高灵敏度下大厚度工件的超声波检验;

②、工件内曲率和外曲率对检验灵敏度的修正;

③、变断面对检验灵敏度的影响。

根据研制要求，所采用的检验方法及各项技术指标必须满足ASME规范的规定，为此编制了研制泵壳锻件的超声波检验试验规程。

2泵壳锻件超声波检验试验研究

2.1检验时机的选择

按ASME规范规定，核电产品锻件在制造过程中应进行两次100%体积的超声波检验，即正火、回火状态(粗加工)和淬火、回火状态(精加工)。由于泵壳锻件首次研制，且厚度大，形状复杂，合理选择检验时机可及时发现并尽早清除部分乃至全部缺陷。这对泵壳毛坯的合理利用至关重要。同时在不同时机检验，可及时掌握锻件内部质量信息，为冷加工、热加工工艺部门确定加工、处理方案提供依据。研制泵壳锻件的超声波检验进行了4次。第一、二次选择在正火、回火状态，工件形状简单，容易实现100%体积检验。第三、四次选择在淬火、回火状态，锻件接近或达到最终机械加工的形状及尺寸。

2.2探伤条件的选择

为充分发现缺陷，对缺陷准确定位、定量、定性，根据不同检验时机选择了不同的参数及探伤条件。选择探伤条件时着重考虑了检验面、检验灵敏度、探伤仪器、探头型式、频率、角度、晶片直径等综合因素。在不同的检验时机、不同的截面还考虑了曲率修正及其对探伤灵敏度的影响，选取不同参数、条件组合进行试验检验，反复比较，以便确定最佳条件。