1引言
20世纪90年代以来，我国开始加快发展核电电力，根据国家“适当发展核电”的方针，不仅要引进建设核电站，同时要自主消化设计、制造核电设备，因此，设备国产化、材料国产化至关重要。在这一重大背景下，中国核动力院承担了核电站关键设备——蒸汽发生器的模拟体运行试验任务，并为之准备10年时间而进行论证、摸索，该试验目的是研究国产inconel换热管与法国inconel换热管的对比，最后将对国产inconel换热管能否满足核电站的设计/运行要求下结论。
东方锅炉股份有限公司有幸得到了这一试验模拟体的制造委托权，并被要求严格按照核电制造质保体系运行，整个制造过程也要按照法国rcc-m标准。此前，刚刚完成了广东岭澳核电站3台蒸汽发生器的制造，此合同的实施为进一步检验东方锅炉股份有限公司自行制造核电设备的能力提供了途径。
2设计参数及尺寸
i-690tt传热管蒸汽发生器模拟体是中国核动力研究设计院四所核岛蒸发器的模拟试验体，是国家核电设备国产化的一个重要研究项目，结构见图1，其主要技术参数如下：
管程设计压力/mpa17.1
壳程设计压力/mpa8.4
管程设计温度/℃34.3
壳程设计温度/℃316
工作压力/mpa15.5(管程)6.71(壳程)
工作温度/℃326.6(管程)282.9(壳程)
管程工作介质h20
壳程工作介质h20，水蒸气
水压试验压力/mpa35.8(管程)14.3(壳程)
焊缝系数1.0
容器类别ⅲ类压力容器
主体材料sa508-3 16mnr
外形尺寸dn300×4690
总重/kg～3000
该容器属高温高压核电设备，设计制造要求为：
gb151-1993钢制管壳式换热器
rcc-m 93版压水堆核岛机构设备设计和制造规则
3制造工艺及技术分析
该产器的整个制造，参照岭澳核电蒸发器制造技术规范及核电探伤检查技术规范，严格按照核质保体系进行，其目的是为了保证产品质量，严格控制过程。
3.1制造工艺难点
(1)u型管弯制，
(2)管板堆焊，
(3)法兰堆焊，
(4)管板钻孔，
(5)管箱深孔加工，
(6)管子管板封口焊，
(7)封口焊氦检漏检查，
(8)液压胀，
(9)水压试验。
3.2制造工艺
针对以上技术难点，结合岭澳核电的制造经验，进行认真的分析，合理选择设备，设计制造专用工装工具，科学安排工艺流程和制定工艺参数，最终完成了一个完整的制造工艺方案，为产品的顺利成台打下了实的基础。下面分部件介绍整个制造工艺：
3.2.1u型管弯制
u型管材料为inconel 690管，规格19.05×1.09，弯曲半径r82.5和r109.5，原材料由用户提供国内3个厂家的直管，以对比各个厂家管子的性能。为了控制铁素体污染，特设计制造了防污染弯管模。按照rccm，u型传热管的成形操作需要进行弯管工艺评定和一系列弯管过程中的检查，弯制后进行热处理。
3.2.1.1弯管工艺评定
按用户技术条件和rcc-m相关规定，弯管制品在任何制造操作前，须进行成形工艺评定(弯管工艺评定)，其目的是证明所选用的工艺能满足要求的尺寸公差，对材料没有损害，还要了解对于弯管产生的应力水平是否需要热处理。因我们弯制的管子是inconel690，不完全适用rcc-m规定的奥氏体不锈钢的抗应力腐蚀，仅作参考；另外，我们的所有管束弯曲半径均小于10倍管子外径，故仅作最小弯曲半径的5个弯管。
(1)评定数量：最小弯曲半径r82.5，5只。
(2)过程检查项目：
1)45°、90°、135°弯曲部分的不圆度，按下式：
2)间距公差，
3)弯曲半径，
4)弯曲背部的壁厚(ut检验)。
(3)抗应力腐蚀能力和微观检验。
2个不进行热处理，3个进行热处理，其目的：
两个未进行热处理的作为见证件，检验弯曲部分的应力是否合格，三个进行热处理的弯管作晶粒度测定。
3.2.1.2弯管制品检查
按rccm规定，管束进行弯管制造过程中，必须检验其制造质量。
(1)针对npic蒸发器模拟体项目，每一件弯曲均须进行下列检验：
1)45°、90°、135°弯曲部分的不圆度，按下式：
2)间距公差，
3)弯曲半径，
4)弯曲背部的壁厚(ut检验)。
(2)按每种弯曲半径各取一个见证件，分别在弯曲起始处的过渡区和弯曲中部各取一个试样，测定其晶粒度。
3.2.1.3弯管单根水压试验
单根u型管须作水压试验，ps=26.5mpa，设计制造了一套u型管水压试验工装，结果一次合格。
3.2.2二次侧筒身的制造
筒身尺寸dn300×δ16，为了避免用户运行时出现对试验介质的损害，选定材料为13crmo44，管材327×42，进行内外壁机加工，以保证内壁圆度要求，为下一步管束装配创造了有利条件。
3.2.3二次侧dn300椭圆封头
椭圆封头规格dn300×δ18，材料16mnr，母材超声波100%复验合格，采用热冲压成形。
3.2.4管板
管板材料为5083钢(国产18mnd5)锻件，规格660×270。管板两侧燕尾型密封槽及一次侧凸台堆焊inconel 152焊材6mm厚度以上。
管板锻件来料后进行粗加工及燕尾型密封槽机加成形，密封槽和凸台分别进行手工堆焊，焊前预热，焊后后热，保温。为了控制焊接变形，采用小焊条、低电流、多道交替焊接，后热后进行ut+pt探伤，合格后消除应力热处理。
管板精加工分为3步：车密封槽及外圆，加工管孔及拉杆孔，钻螺栓孔。
其中，孔加工采用镗床分度定位，钻扩铰完成。
3.2.5管箱
管箱系0cr18ni10ti、外圆尺寸φ660的实心大锻件采购来料，其2个水室深孔加工尤为困难。水室孔尺寸φ114、深505，加工不易满足，因为孔小而深，加之0cr18ni10ti不锈钢材料极其粘刀。工艺上采取分几挡涡形钻钻孔、镗床精加工以达到其尺寸精度要求。
管箱螺栓孔也采用镗床定位，钻床加工等工艺。
燕尾密封槽加工及堆焊与管板同。
3.2.6法兰
上、中、下部高颈法兰系16mnr锻件，其燕尾密封槽加工及堆焊与管板工艺相近。
3.2.7梅花隔板
梅花隔板材料为z10c13，数量2块，采用拉制加工。
3.2.8管子与管板连接及管系组装
管子与管板连接为强度胀+密封焊，按2类工况计算拉脱力数值须大于8000n，具体工艺方法参照岭澳蒸发器管子与管板连接。难点有：
(1)模拟体胀接长度是比岭澳蒸发器小许多，故很难保证拉脱力数值要求；
(2)液压胀工艺参数制定，以及匹配液压胀头设计、制造；
(3)封口焊，因为管板材料是新钢种；
(4)封口焊的密封性检查。
具体比较了岭澳蒸发器的制造方法，分析了各个难点的影响因素，为此，采用以下工艺措施：
(1)重新计算材料所决定的胀接压力，合理确定管板孔壁与管子外壁的间隙，做几组胀接拉脱力试验，确定最终的胀接工艺参数，为此编制详细的试验方案、计算书等文件。
(2)液压胀头及结构附件设计参照framatome胀头，新制造的胀头在拉脱力试验中得到检验。
(3)穿管及焊接均采用岭澳蒸发器的工装工具和设备。
(4)由于孔数目少，封口焊采用手工焊，并通过工艺评定验证焊接参数及焊逢金属性能。
(5)封口焊密封性采用真空氦检漏检验。
通过拉脱力试验我们选定合适的胀接压力及稳压时间，使拉脱力数值满足要求。
管系装配在清洁室内进行，利用临时吊耳将管板固定在平台上，整个管系组装工序如下：
清洁管子→引管→穿假管并点焊→定位胀→封口焊→pt探伤→套装壳体→氦检漏→液压胀→水压试验
3.2.9水压试验
水压试验是该产品制造的一大难点，主要包括：
(1)法兰密封；
(2)管板管箱密封；
(3)容积小，压力高，升压速度较难控制；
(4)水质要求高，符合rccm规定级别的软化水；
(5)所有与试验介质接触的通道材料均要考虑防铁素体污染。
经过分析研究，结合东方锅炉股份有限公司(以下简称“东锅公司”)现有的核电生产设备和通过广二核工程已掌握的核电制造技术，科学制定了如下一些工艺解决措施：
(1)法兰密封采用双锥环硬密封，双锥环材料为00cr17ni14mo12，密封的关键在于机加双锥环和法兰密封槽时控制其倾斜角度偏差一致，以及水压时对称逐步拧紧。
(2)管板管箱密封采用双锥环硬密封和旁路软密封组成的双密封，相对来说，旁路软密封是一次侧密封的关键，密封结构见图2。
主密封——双锥环
旁路密封——平铝垫+柔性石墨
根据最后加工出的相关零件实际尺寸，在保证主密封的情况下，计算出软密封的净下压延量为1.12mm，因此，该种结构设计和加工是成功的，合理的。
(3)水压泵采用核电专用不锈钢点动式试压泵，这样就解决了容积小，压力高，升压速度较难控制的问题。
(4)试验水质采用符合rccm规定级别的轮化除盐水。
(5)所有水压设备及仪表均采用防铁素体污染材料，包括泵、截止阀、安全阀、压力表、进出水管道等。
根据以上措施布置了工位图，制定了严格的工艺程序，分别进行了两侧水压试验，二次侧ps=16.8mpa，一次侧ps=26.5mpa，结果都一次成功，用户现场见证十分满意!
4结论
(1)科学制定堆焊工艺，保证了产品一系列堆焊成功；
(2)运用东锅公司独特的封口焊及氦检漏技术，确保了高质量的管子管板连接；
(3)采用成熟的液压胀工艺解决了产品的关键问题；
(4)核电专用水压系统促使产品顺利成台；
(5)严密核电质保运行体系和严格生产管理是产品成功制造的关键；
(6)产品高质量的成台显示出1 000mw级核电核岛制造技术在东锅公司的又一次成功。
