摘要：我国核电站的建设，给人民的生活带来了较大的便利。核电站在施工中，焊接施工是其中最关键的部分，焊接质量的好坏直接影响到核电站建成以后运行的稳定性与安全性。本文就对核电站施工中的焊接质量控制进行分析，仅供参考。
关键词：核电站；施工；焊接；质量控制
引言
随着我国经济体制的改变，相关的能源储备、消耗、消费结构形式也在随着时代发展的需求进行相关的涉及领域转变，其中，高效能源核能的发现，为相关的能源供应打开了新的能源市场，对核电站的建设也在相关的技术支持下，其核建也作为我国核电建造领域的主力军，且相关的技术人员也在不断的实践过程中，对相关的核电建造技术和工艺进行了相关技术内容的研发和创新，其中就有在核电站建设过程中焊接技术的质量控制，对相关建设焊接部分进行不断地设计和实践改良，增加我国核电建造能力和技术水平的同时，也对我国安全可靠的发展核电带来了深远的战略意义。
1、核电站发展现状
根据我国《中国核电工程行业市场前瞻与投资规划分析报告前瞻》的数据显示，相关的核电建设从1985年开始截止到2012年，相关的核电建设投资金额走势，在2008年之前一直趋于平稳，2008年以后出现持续增长高峰，但2011年，受日本福岛核事故的影响， 2011-2012年核电站建设步伐放缓，其总投资仅为2008年投资资金的五分之一。现今，我国已规划2020年核电发电总量实现在总占比中达到5%。
2、核电站常规岛焊接技术质量控制分析
核电站焊接主要区域分为核岛、常规岛、BOP区域，常规岛各系统设备及管道焊接的工艺执行及质量控制尤为重要，尤其对于汽轮机厂家设计要求的参考标准《ISO 15614.1-2012金属材料工艺评定》及《IOS9606-1 2012焊工考试》与田湾现场《5号机组热机施工图总说明》中提供参考标准《DL/T1117核电厂常规岛焊接工艺评定规程》 、《DL/T1118核电厂常规岛焊接技术规程》及《特种设备焊接人员操作考核细则TSG Z6002-2010》或《焊工技术考核规程DL/T679-2012>，相互间标准的转换及代用。因此，在焊接工艺标准的对比及后续执行中，就需注意：
（1）标准参考依据：核电站常规岛管道及热机部分的现场焊接，设计院为东北院，并依据东北院设计文件《5号机组热机施工图总说明》中推荐参考标准《DL/T1117核电厂常规岛焊接工艺评定规程》、《DL/T1118核电厂常规岛焊接技术规程》，及结合各核电项目常规岛焊接标准的执行参考及相关经验反馈，核电站常规岛焊接标准执行电力及电力设计院参考标准是可行的；
（2）关于电力参考标准与东方电气提供参考标准对比中焊接工艺评定相关材料进行性能分析对比，如Q345D(设备接口材质)与P280GH（管道材料），化学成分差异较小，且碳当量P280GH为≤0.48，Q345D为≤0.49，焊接性基本相同；室温抗拉强度P280GH为470～570MPa，Q345D为470～630MPa，上限稍高于P280GH；母材冲击试验P280GH要稍高于Q345D。因此，在材料性能方面是可参考《DL/T1117核电厂常规岛焊接工艺评定规程》归为同类材质（FⅡ类）；
（3）关于焊接材料采购及验收：普通碳素钢及耐热钢材料采购主要依据<GB/T 5117-2012非合金钢及细晶粒钢焊条》、《GB/T 5118-2012耐热钢焊条》并依据核电现场相关质保及程序文件进行现场验收及复验。
期刊文章分类查询,尽在期刊图书馆对于焊条进场复验应统一进行明确，焊条在合格及干燥环境的仓库中可存储5年。超过最长储存期时，应重新对焊条外观及工艺和性能进行检查和测试，如满足技术要求可延期2年。
3、核电站常规岛焊接施工重点控制管理
（1）焊接工艺评定的制作及管理：焊接工艺评定作为施工单位的焊接资质，应在现场焊接物项开工前进行梳理，尤其对于设备接口及电气仪表等涉及到的一些特殊材质和异种钢焊接。同时在对相关核电项目现场使用的工艺评定进行转移/沿用时，应重新进行审核和报批，且工艺评定在转移/沿用中目前存在较多的问题主要为小管δ≤5mm冲击试验无法取样，但根据标准《DL/T1118核电厂常规岛焊接技术规程》，壁厚覆盖可达到10mm（如δ=5mm时），当覆盖到10mm时具备取样要求的工艺评定存在争议。因此，根据多方讨论和试验确定，对于小管径管道工艺评定冲击试验，壁厚覆盖范围应不超出满足冲击试验取样要求；
（2）小管道耐热钢焊接（A335P11、A335P22）预热温度控制：根据《DL/T1118核电厂常规岛焊接技术规程》5.2.2中常用钢材预热温度规定，P11同类材质δ≥10mm及P22同类材质δ≥6mm时需进行预热；《DL/T1118核电厂常规岛焊接技术规程》5.6.2中对免做热处理范围进行规定，P11同类材质δ≤10mm及P22同类材质δ≤6mm时，采用氩弧焊或低氢型焊条，在焊前预热和焊后缓冷的焊接接头可免做焊后热处理条款，各方存在理解不同并存在争议。因此，为满足工艺要求并参考其它核电项目及经验反馈，在耐热钢小管（壁厚不满足热处理要求）时应在焊前进行电加热或火焰预热，并在工艺评定有效页中进行明确，便于现场焊接工艺的执行；
（3）耐热钢热处理过程监控：热处理过程监控较为直观，除焊接中应严格按焊接工艺评定并执行工艺卡外，热处理曲线能更加明确的反映整个物项焊接过程预热、焊接、层间温度、热处理温度及时间的控制，并在整个热处理过程中要求热处理班组从焊前至热处理完成后（300℃以下不控温）的整个曲线过程进行监控；
（4）焊接过程层间温度控制：奥氏体不锈钢焊接时，层间温度应≤150℃，对于小管径不锈钢管道焊接，更应严格控制热输入；对于要求焊前预热的构件，其层间温度应不低于预热温度下线，且不高于400℃，并控制在焊接工艺评定规定的层间温度范围内；；
（5）焊后质量验收：应按安装工序单中工序要求进行验收，通过外观检验、无损检测、合金钢焊缝光谱缝隙及理化检验等确保物项焊接质量，对有热处理要求的焊接接头应对接头进行硬度检验；对有延迟裂纹和再热裂纹倾向的焊接接头，应在焊缝热处理后进行相关检测
结束语
综上所述，核电作为现代新能源，与水电及火电构成了世界能源的支柱形成。为保证核电站在建设、使用过程中对工作人员和周围居民的健康，核电站坚持“质量第一，安全第一”的原则，在设计、建造和运行中采取防御措施，从设备、措施的多等级的重叠保护，以确保核电站对功率能有效控制、焊接过程的质量控制，并通过实践，能真正的实现核电站焊接技术的日趋成熟。
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论文作者:李晓亮
论文发表刊物:《建筑学研究前沿》2018年第33期
论文发表时间:2019/3/7
标签：核电站论文; 核电论文; 常规论文; 耐热钢论文; 核电厂论文; 标准论文; 焊条论文; 《建筑学研究前沿》2018年第33期论文;