综述：关键核材料激光焊接：机理、缺陷控制与先进技术综述

《Progress in Nuclear Energy》：Laser welding of critical nuclear materials: A review of mechanisms, defect control, and advanced techniques

　　

# 激光焊接在核能制造与维修中的应用综述

## 摘要

激光焊接在压水堆（PWR）、未来聚变堆（如ITER）和第四代核电系统的制造和维修中具有独特的优势。其集中的能量密度、最小的热变形和快速的加工速度使其非常适合连接关键核材料。本文系统综述了激光焊接在以下材料中的应用：用于PWR主回路组件和反应堆堆内构件的奥氏体不锈钢（ASS）；用于聚变堆第一壁/包层模块的减活化铁素体/马氏体（RAFM）钢；以及轻水堆中标准使用的燃料包壳和组件格架材料——锆合金。本研究重点探讨了焊接工艺、焊缝质量、缺陷控制以及焊后处理对接头性能的影响。为满足核工业对反应堆堆内构件原位维修和厚壁压力容器连接的需求，本文综述了两种专门技术的最新进展：水下激光焊接和窄间隙激光焊接（NGLW）。此外，本文总结了激光焊接的数值模拟方法，重点包括热场预测、熔池行为、残余应力与应变演化、变形控制以及核级材料工艺优化。展望未来，高功率激光器、智能控制和先进检测技术的发展正使激光焊接成为提升核能制造和维护作业安全性、耐久性和效率的基石技术。

## 引言

核能在向低碳和高效能源系统的转型中发挥着重要作用，这得益于其高能量密度、稳定的功率输出，以及对能源安全和环境可持续发展的潜在贡献（Ghisellini等，2025）。压水堆（PWR）仍然是部署最广泛的核能系统之一，其典型运行框架如图1所示（Zhang等，2026）。然而，核能系统的安全可靠运行在很大程度上取决于关键部件中焊接接头的完整性，这些部件包括压力容器结构、主回路管道、反应堆堆内构件、燃料组件以及聚变相关结构模块。这些组件通常暴露于复杂的服役环境中，涉及辐照、热循环、腐蚀和机械载荷。因此，核能系统中的焊接接头不仅是制造特征，更是决定结构可靠性、服役安全性和长期性能的关键区域。对于奥氏体不锈钢、减活化铁素体/马氏体钢、锆合金、镍基合金、低合金钢、FeCrAl合金和铁素体不锈钢等核级材料，激光焊接不仅需要根据焊缝外观或熔深来评估，还需要考虑焊缝形成、微观组织演化、缺陷敏感性、残余应力以及与核服役条件的兼容性。

激光焊接因其在核制造和维修中的高能量密度、低总热输入、窄热影响区、高加工效率以及适合自动化和远程操作等特性而受到越来越多的关注。这些特性对于需要严格控制变形、热输入和焊缝质量的核部件尤其宝贵。然而，激光焊接相关的快速加热和冷却循环也会产生复杂的材料依赖性冶金和力学响应。奥氏体不锈钢焊缝可能遭受凝固裂纹、氦致裂纹和高拉伸残余应力。减活化铁素体/马氏体钢受到马氏体转变、热影响区硬化或软化、韧性下降和焊后热处理的强烈影响。锆合金接头需要严格控制氧化、吸氢、气孔和脆化。其他核级合金，包括镍基合金、低合金钢、FeCrAl合金和铁素体不锈钢，还引入了与偏析、稀释、相不稳定性、裂纹敏感性和服役兼容性相关的额外挑战。这些问题与应力腐蚀开裂、疲劳损伤、辐照辅助退化、尺寸稳定性以及核工程中的焊接鉴定直接相关。

除了传统制造外，激光焊接在核维护和维修方面也显示出巨大潜力。其高度自动化和远程操作能力使其适用于人工焊接困难或不可行的危险环境。水下激光焊接与水下核部件的原位维修尤为相关，如反应堆堆内构件和位于反应堆水池中的结构件。与常规水下焊接相比，水下激光焊接可以提高工艺精度、焊接效率和局部热输入控制，尽管焊缝质量仍受到光束传输、保护稳定性、等离子体行为和水环境中的快速冷却的强烈影响（Guo等，2017）。因此，高级激光焊接方法不仅应作为制造技术进行综述，还应作为核部件维修、寿命延长和安全性提升的使能技术。

尽管已有许多研究调查了单一核材料的激光焊接，但现有知识仍分散在不同的反应堆系统、合金家族、组件几何形状和焊接配置中。因此，本综述旨在从核服役需求的角度总结最新进展，而不是提供核能或激光焊接原理的一般背景介绍。讨论重点在于激光焊接热循环、焊缝几何形状、微观组织演化、缺陷形成、残余应变与应力以及接头性能之间的关系。特别关注缺陷控制策略，包括工艺参数优化、填充物或成分控制、保护与环境控制、辅助场辅助、焊后热处理和焊缝几何设计。

本综述的范围如图2所示（Zhu等，2023b；Zhang等，2023；Gussev等，2018）。第2节综述了PWR堆内构件、管道、压力容器堆焊和聚变相关结构中奥氏体不锈钢的激光焊接，重点包括焊缝形成、凝固裂纹、氦致裂纹、残余应力以及磁场和超声波辅助等缓解方法。第3节讨论了聚变第一壁和包层应用中的减活化铁素体/马氏体钢，重点关注马氏体转变、析出相演化、残余应变与应力、辐照相关退化和焊后热处理。第4节总结了燃料包壳和格架组件锆合金激光焊接，突出焊缝形态、氧和氢吸收、脆化、腐蚀行为和辐照稳定性。第5节将讨论扩展到其他核级材料，包括镍基合金、低合金反应堆压力容器钢、FeCrAl合金和铁素体不锈钢。第6节综述了用于原位核维修的水下激光焊接和用于厚壁组件的窄间隙激光焊接。第7节讨论了核材料激光焊接中的数值模拟，包括热源建模、热场预测、熔池行为、残余应力与应变演化、变形控制和工艺优化。最后，第8节总结了与缺陷控制、残余应力缓解、数值模拟辅助工艺设计、无损检测、焊接鉴定和长期服役评估相关的剩余挑战。

## 各章节选

### 奥氏体不锈钢激光焊接

奥氏体不锈钢（ASS）是最广泛进行激光焊接的核结构材料之一，因为它们被广泛用于PWR堆内构件、主回路管道、压力容器堆焊和聚变相关结构。对于这些组件，关键问题不仅是ASS固有的耐腐蚀性和韧性，还包括激光焊接能否产生焊缝几何形状稳定、变形有限、凝固裂纹受控、氦致裂纹减少且可接受的接头。

### 减活化铁素体/马氏体钢激光焊接

RAFM钢是聚变堆结构组件的关键候选材料，但其应用在很大程度上取决于焊接接头的可靠性。与一般材料开发相比，激光焊接的主要问题是回火马氏体微观组织对快速热循环的响应。激光焊接可以在熔合区和热影响区产生新鲜马氏体、硬度梯度、残余应变、残余应力和韧性下降。因此，本节...

### 锆合金激光焊接

锆合金作为核反应堆燃料包壳、格架框架和其他关键组件的核心材料，凭借其中子经济性优异、高温耐腐蚀性和辐照稳定性，在核能极端服役环境中具有不可替代的地位。随着核能系统向更高安全性和更长寿发展，激光焊接技术已成为锆合金薄壁组件精密连接的关键工艺。

### 其他核级材料激光焊接

除奥氏体不锈钢、RAFM钢和锆合金外，激光焊接也已在多种其他核级材料中得到研究，包括镍基合金、低合金反应堆压力容器钢、FeCrAl合金和异种材料组合。这些材料用于不同的核组件和服役环境，但共同综述重点应始终集中在与激光焊接相关的问题上，而非一般合金开发。因此，本节总结了...

### 核部件特殊激光焊接方法

虽然标准激光焊接工艺适用于许多车间制造任务，但核电站独特的运行环境和结构规模提出了两个需要专门解决方案的严峻挑战。第一是反应堆水池深处辐照组件的在役维修需求，人员无法接近且水的存在使任何热工艺复杂化。第二是连接极厚...

### 核材料激光焊接中的数值模拟

数值模拟已成为理解和优化核级材料激光焊接的重要工具。与传统实验方法相比，模拟可以提供时间分辨和空间分辨的热循环、熔池演化、深熔池稳定性、残余应力、残余应变和变形信息。这些特征对核部件尤为重要，因为厚壁焊缝和辐照...

## 结论与展望

激光焊接接头在核设施中的鉴定面临重大法规和检验挑战，限制了其更广泛的应用。核心问题是缺乏专门的核激光焊接规范和标准。现有法规框架（如ASME BPVC、RCC-M）主要针对传统焊接工艺设计，这要求新的激光焊接应用需要定制化的鉴定途径。这大大增加了测试、文档...

## CRediT作者贡献声明

Zhang Fajie：写作——审阅与编辑，写作——初稿，监督指导。Zhang Peilei：方法论，资金获取。Fang Chao：资源，方法论。Zhang Maolong：软件，项目管理。Lu Qinghua：软件，资源。Su Xunzuo：软件，方法论。Lei Peixuan：可视化，验证。

## 利益冲突声明

作者声明不存在可能影响本文所报告工作的已知财务利益或个人关系冲突。

## 致谢

本研究得到了国家自然科学基金（52305435, 52075317）和上海市高峰高原学科（三类）——材料科学与工程（高能束智能加工与绿色制造）的资助。

Zhang Fajie | Zhang Peilei | Fang Chao | Zhang Maolong | Lu Qinghua | Su Xunzuo | Lei Peixuan
上海工程技术大学材料科学与工程学院，上海，201620，中国