核電工程建設中焊接及熱處理溫度對混凝土的影響

楊永朋，顏廷海，李　君，張　昱

（中國核工業第五建設有限公司，山東 海陽 265100）

核電工程建設中焊接及熱處理溫度對混凝土的影響

楊永朋，顏廷海，李君，張昱

（中國核工業第五建設有限公司，山東 海陽 265100）

文章通過系統梳理和總結AP1000三門和海陽4個核電機組施工中，由于施工邏輯要求、設計制約和設計修改等因素，導致某些部件安裝時需要考慮焊接和熱處理熱量對混凝土影響的案例和控制方法，為后續機組和項目提供了理論和實踐經驗。文章案例基本覆蓋了AP1000施工中遇到的此類問題，并通過施工質量和過程數據得到了驗證。

焊接；熱處理；混凝土；開裂；溫度

AP1000是美國西屋公司設計的第三代壓水堆技術，相對以往核電堆型，其采用的非能動和模塊化的建造和設計理念，簡化了核島設計，增加了平行施工面。設計理念也使得建安深度交叉，某些部位由于特有結構和施工邏輯，土建物項和安裝物項相互影響。這種影響不僅體現在位置和結構上的沖突，在滿足實現部件功能上也相互影響。本文通過列舉穩壓器支撐基礎修改、CA55模塊牛腿MK64焊接、主蒸汽進常規島貫穿件熱處理三個實例，分析和闡述部件安裝時焊接和熱處理熱量對混凝土的影響的評估和控制方法。

1　評估和控制方法介紹

預防焊接和熱處理溫度對混凝土造成開裂的影響，總體原則是控制熱量輸入。首先要對熱量輸入進行評估，核實對混凝土的影響程度。對于熱處理影響評估，由于熱處理一般在600 ℃左右，溫度很高，采用中斷和控制溫度的方法將影響熱處理效果，應盡量采用免除熱處理的措施，不能免除的情況，應該進行模擬試驗評估具體影響，便于制定措施。對于焊接過程的影響評估，可以通過控制電參數的方法，控制熱量輸入，并通過過程監測實時調整。

2　免除熱處理方法實例應用

2.1穩壓器支撐基礎修改工程概況

穩壓器為核島主設備之一，安全等級和抗震等級均為1級，通過波動管與主管道熱段相連。其支撐由上部支撐、下部水平支撐和下部垂直支撐組成，結構見圖1所示。下部垂直支撐共有4根，單根尺寸為4567.4 mm×736.6 mm×609.6 mm，重約1.64 t，通過地腳螺栓生根于混凝土內，起到承重、傳遞載荷并保持穩壓器整體穩定的作用，基礎結構見圖2所示。

由于設計未充分考慮下部垂直支撐的彎矩載荷［1］，對于已經安裝完成海陽核電1號機組、三門核電1號和2號機組新增了延長板來提升支撐強度和穩定性，圖3和圖4是結果變更后的兩種結構，其中紅色部分是新增加的延長板，延長板采用焊接方式與原基礎板連接。

圖1　穩壓器下部垂直支撐示意圖Fig.1　Overall support structure of SG

圖2　穩壓器整體支撐結構示意圖Fig.2　Lower vertical support of SG

圖3　標準延長板結構示意圖Fig.3　Standard extended plate structure

圖4　L形延長板結構示意圖Fig.4　L-shape extended plate structure

2.2難點分析

在收到變更通知時，穩壓器已經就位，與預埋的螺柱完成了連接，此時環吊還不具備可用條件，不具備重新吊起穩壓器的條件進行基礎板焊接的可能性，只能將延長板焊縫處混凝土鑿除，通過增加墊板，進行單面焊接。

延長板材質為ASTM A588 GR.B，ASME分組為P-NO.3-1［2］，屬高強度低合金鋼，碳當量約為0.41%，焊縫厚度為38 mm。按照ASME NF規定，焊縫名義厚度≥13 mm的需要進行熱處理，熱處理溫度為595 ～675 ℃［3］。此處混凝土溫度控制要求≤259 ℃，由于延長板和混凝土接觸，幾乎不可能既能滿足熱處理的溫度又能避免接觸點溫度不超出混凝土的承受溫度。焊接溫度過高都可能導致混凝土損傷、混凝土彈性模量和抗壓強度降低，形成薄弱區域，嚴重時可能導致混凝土開裂［4］。

2.3解決方法

（1）免除熱處理

焊后熱處理溫度在600 ℃左右，已嚴重超出混凝土耐受溫度，必須考慮免除熱處理的方法，依據ASME III NF、ASME N-71-18及設計技術條件規定，免除熱處理需要達到如下條件：

1）若選用低氫焊條，擴散氫含量應滿足H4要求（4 ML/100 g［5］）；

2）母材、HAZ和焊縫的沖擊試驗，在最低設計運行溫度下的側向膨脹量應≥25 mil（0.64 mm）。

（2）焊接工藝評定參數制定

根據設計文件，最終確定采用E7018-H4焊條，為了能夠滿足沖擊試驗側向膨脹量的要求，以及考慮現場工況條件，通過控制焊接工藝評定參數，盡量使工件儲備充足的沖擊值。工藝評定焊接參數詳見表1，對應的沖擊數據如表2所示。

2.4過程控制及施工質量

現場焊接參數基本保持與工藝評定一致，從而避免對沖擊功造成影響。通過采用電加熱和保溫措施，進一步降低焊縫開裂風險。現場加熱片的布置效果圖見圖5，紅色部分為加熱片。

根據混凝土監控數據，整個焊接過程混凝土最高溫度為137 ℃，遠低于其耐熱溫度，混凝土未出現開裂，焊縫經過PT和RT檢測也未出現裂紋。

表1　焊接參數Table1　Electric parameters of welding

表2　力學性能試驗Table2　Mechanical property tests

圖5　電加熱片布置效果圖Fig.5　Arrangement of electric heating plate

3　過程監測方法實例應用

3.1CA55模塊牛腿MK64焊接工程概況

CA55模塊成扇形結構，總重量約為76.6 t，與C A01和C A03模塊相連接，上部澆注混凝土，形成反應堆廠房11305房間的頂棚，CA55模塊形狀、在核島中位置和就位圖如圖6和圖7所示。C A01上有兩個牛腿M K64，尺寸為618 mm×508 mm×50.8 mm，是CA55模塊的主要承載結構。牛腿采用全熔透K形坡口型式，在CA55就位前，首先需要將牛腿焊接到CA01墻體上，牛腿分布如圖8所示。

3.2難點分析

CA55牛腿焊接前，CA01墻體內已經澆注自密實混凝土澆注，設計要求對混凝土進行溫度監測，控制溫度不超過148 ℃，避免混凝土墻體開裂。而此溫度與焊接層間溫度相差無幾，由于混凝土澆注在CA01鋼結構墻體內，是否開裂也將無法驗證，因此必須通過實時檢測來驗證實體質量。

圖6　CA55模塊在核島中的位置Fig.6　CA55 module locations in NI

圖7　CA55模塊就位圖Fig.7　CA55 module locations in place

圖8　牛腿分布圖Fig.8　Beam seat distribution

3.3解決方法

現場采用如下方法對焊接過程和混凝土溫度進行了檢測：

1）距離每個牛腿的頂部50 mm，側方25 mm開一個最大12.7 mm深的洞，洞深入混凝土；

2）洞的直徑應當小于等于12.7 mm。用來監測焊接過程中的混凝土的溫度。溫度在整個焊接過程中每隔5 min用紅外測溫儀監測一次混凝土溫度并記錄；

3）混凝土的溫度禁止超過148 ℃，溫度超過148 ℃應停止焊接作業直到溫度降到148 ℃以下才允許作業。

3.4過程控制和施工質量

現場通過檢測混凝土溫度，對應的控制焊接道間溫度，總結出焊接溫度道間溫度控制在60～100 ℃時，混凝土溫度可以基本控制在40～80 ℃。個別檢測點混凝土達到120 ℃，主要是焊工操作和焊前預熱等因素導致，但也在合理范圍內。因此道間溫度控制在100 ℃以下可以滿足混凝土控溫要求。

4　模擬試驗方法實例應用

4.1主蒸汽和主給水貫穿件焊縫熱處理工程概況

AP1000輔助廠房主蒸汽和主給水貫穿件由套管和封頭組成，套管和封頭整體結構如圖9所示。根據施工邏輯，套管外部需要綁扎鋼筋，安裝到墻體上并澆注完成混凝土后才能安裝封頭。主蒸汽套管的外徑為1 905 mm，壁厚為51 mm，主給水套管的外徑為864 mm，壁厚為45 mm，材質為SA335 GR P11。套管和封頭形成的焊縫距混凝土墻體為432 mm。

圖9　貫穿件結構圖Fig.9　Penetration structure

4.2難點分析

根據ASME標準，SA335 GR P11需進行焊前預熱和焊后熱處理，焊前最低預熱溫度為150 ℃，焊后熱處理595～675 ℃。根據設計文件，此處混凝土表層溫度不能超過260 ℃。而焊縫距混凝土墻體為432 mm。考慮到主蒸汽和主積水的功能和運行工況，此處不能考慮免除熱處理工藝，如果采用過程監測，發現混凝土溫度超標采取中斷熱處理的方法將無法達到熱處理功能。對于間隔432 mm，熱處理溫度能否使混凝土達到設計承受溫度，也不得而知。

4.3解決方法

通過評估，制定了評估方案，對間隔432 mm的熱量傳遞程度進行模擬，對熱處理對混凝土的影響進行了評估，方案如下：

利用部件的徑向對稱采用板材模擬現場情況，橫板材質為Q 4 2 0 C，尺寸為800 mm×200 mm×50 mm；豎板材質為A36，尺寸為457 mm×200 mm×38.1 mm；由于預埋板與套管的接頭形式為坡口焊縫加角焊縫的組合坡口形式，因此對模擬材料豎板按圖紙要求進行坡口加工，將橫板和豎板組對焊接，制作完成模擬件。

對模擬件按照熱處理方案布置加熱片和保溫棉，加熱區域及保溫區尺寸如圖10所示。在加熱區中心布置熱電偶，在豎板內側設置2個測量點，外側設置5個測量點，橫板設置3個測量點。當熱電偶達到保溫溫度時（620 ℃），每隔3 min對10個測量點進行溫度測量并記錄數據。理論上測量點⑥⑤④③⑦⑧⑨⑩溫度會依次降低，①②代表與混凝土接觸點，需要重點監控。

圖10　模擬試驗結構圖Fig.10　Simulation test structure

模擬試驗的實際溫度為623℃，10個測量點測得的數據如圖11所示。實際數據和理論分析基本一致。⑥點溫度最高，平均在180～200 ℃，最高為227.4 ℃。①②點溫度在70～110 ℃。考慮到各種誤差和模型的偏差，溫度余量也是充足的。

4.4過程控制和施工質量

現場熱處理過程中，在③點位置圓周上均勻布置4個測量點，在熱處理達到保溫溫度后，③點實際數據如圖12所示。溫度均低于混凝土的承受溫度，熱處理后套管外混凝土未發生開裂情況。

圖11　模擬試驗數據Fig.11　Simulation test data

圖12　混凝土實測溫度曲線Fig.12　Measured temperatures of concrete

5　結論

通過模擬試驗、評定試驗結果與實際監測數據對比，發現理論分析和實際情況總體吻合，但數據還存在一定的偏差，例如主蒸汽和主給水貫穿件焊縫熱處理模擬試驗數據和現場數據趨勢一致，但是數值存在較大偏差，說明對模型構建、試驗方法、試驗條件等還有改進的空間，需要后續不斷完善。

按照控制熱量輸入的總體原則，根據施工工況，通過對焊接和熱處理要素進行評估，并制定免除或控制措施，能夠達到對混凝土的控制要求。但是也不排除今后由于設計因素造成不能避免的情況，則需另行分析。這種方法可以為今后項目類似情況提供理論和數據支持。

［1］ 王坦. AP1000核電機組穩壓器支撐加固的工程實踐［J］.中國核電，2014，7（4）：317-321.（WANG Tan，The Engineering Practice for the First AP1000 Pressurizer Support Reinforcement［J］. China Nuclear Power，2014，7（4）：317-321.）

［2］ ASME BPVC焊接分委員會，ASME IX 焊接及釬焊評定［S］，1998及2000增補.（ASME Boiler and Pressure Vessel Committee on Welding and Brazing，ASME IX Qualification Standard for Welding and Brazing Procedures，Welders，Brazers， and Weldingand Brazing Operators［S］，1998 edition and 2000 Addenda.）

［3］ ASME BPVC核動力分委員會，ASME III 核動力裝置設備建造準則［S］，1998及2000增補.（ASME Boiler and Pressure Vessel Committee on Nuclear Power，ASME III， Rules for Construction of Nuclear Facility Components［S］，1998 edition and 2000 Addenda.）

［4］ 喬衛國，陳杏環，重慶設計院. 鋼筋焊接熱度對混凝土的影響研究［J］. 2011.（QIAO Wei-guo， CHEN Xing-Huan，Chongqing Architectural Design Institute. The Influence Research of Rebar Welding Heat On Concrete［J］，2011.）

［5］ ASME BPVC材料分委員會，ASME II C篇—焊絲、焊條及填充金屬材料［S］，1998及2000增補.（ASME Boiler and Pressure Vessel Committee on Material， ASME II Part C Specifications for Welding Rods， Electrodes， and Filler Metals［S］，1998 edition and 2000 Addenda.）

Assessment and Control Methods for the Impact of Welding and Heat Treatment Temperature on the Concrete of AP1000 Nuclear Power Plant

YANG Yong-peng， YAN Ting-hai， LI Jun，ZHANG Yu
（China Nuclear Industry Fifth Construction Co.，Ltd.，Haiyang of Shandong Prov. 265100，China）

This thesis sorts out and summarizes the cases and control method of heat impact on the concrete during welding and heat treatment for installation of some components due to the requirement of the construction logic， design restriction， design modification， etc. in the construction process of four nuclear power units at AP1000 Sanmen and Haiyang， so as to provide theory and practice experience for the follow-up units and projects. The cases in this thesis almost cover this kind of issue during AP1000 project construction which have been verified through the construction quality and process data.

welding； heat treatment； concrete； cracking； temperature

TL37 Article character：A Article ID：1674-1617（2015）04-0335-07

TL37

A

1674-1617（2015）04-0335-07

2015-10-01

楊永朋（1983—），男，河北人，工程師，學士，從事核電廠施工技術管理工作。