張金東,吳崇志,郭 倩,王宗奎
(國核工程有限公司,上海200233)
某新型核電站是我國引進的核電項目,核島部分由某國外公司設計,設計體系基于該國的核安全法規(guī)、標準和規(guī)范,核島的設備、部件和結構等使用材料均符合ASTM標準、ASME規(guī)范等標準和規(guī)范[1]。
在該類型核電站依托項目的工程建設過程中,由于設計文件交付延誤、現(xiàn)場施工進度滯后等因素影響,從降低建造成本和縮短采購周期等方面考慮,部分金屬材料需要在國內(nèi)進行采購,從而產(chǎn)生了諸多材料代換問題。在這些材料代換中,有些是主動代換,如對使用量大的鋼筋進行國標材料代換;有些是被動代換,如對采購周期短、用量少的材料進行代換等。在此分析研究材料代換原則及分類典型案例,為同類技術引進或出口項目過程中的材料代換提供借鑒。
在采購和建造階段,材料代換的總原則是代換后的材料性能應等同或者優(yōu)于被代換材料的性能?;谠撛瓌t,會將材料代換對原始設計的影響降到盡量低的程度,因此材料代換后主要會對施工環(huán)節(jié)產(chǎn)生一定影響。
由于該新型核電站核島部件種類、規(guī)格繁多,為了確保材料代換工作的規(guī)范和高效,在總承包管理單位的組織下,相關方與設計方充分溝通確定代換原則,制定材料代換的相關程序,對每一項材料代換均需發(fā)起材料代換申請(MSR)經(jīng)由設計方認可,并且MSR中需要在標準、性能、尺寸等方面對代換前后的材料進行逐項對比和分析。
各種金屬材料是通過化學成分與性能數(shù)據(jù)的設定被某一標準或規(guī)范定義的,并且還會明確化學成分和性能指標的具體數(shù)值范圍以及檢驗方法。對于一般結構類部件,只需對材料代換的化學成分和室溫下的力學性能指標進行對比,要求化學成分相似、力學性能相差不大。但對于應用于高溫、高壓、動載荷工況或者腐蝕性介質(zhì)中的材料,除了需要對化學成分以及拉伸強度、屈服強度、延伸率等室溫下的力學性能進行對比外,還要根據(jù)設計工況進行沖擊試驗、各類耐腐蝕性試驗以及高溫力學性能試驗等。
對比代換前后的材料時,首先要對其化學成分和各類性能試驗等所依據(jù)的標準進行對比,只有試驗標準具有可對比性,在此基礎上的具體數(shù)據(jù)才具有可對比性。以國標的Q345B材料代換美標的ASTMA36材料為例進行具體說明。(1)化學成分對比:Q345B所執(zhí)行的GB/T1591中,列明了化學成分分析執(zhí)行GB/T 223的系列標準;ASTM A36的交貨狀態(tài)符合ASTM A6的要求,A6中化學成分分析按照ASMT A751執(zhí)行。經(jīng)過對比,兩者的要求基本一致。(2)力學性能對比:Q345B所執(zhí)行的GB/T1591中,列明室溫拉伸試驗方法執(zhí)行GB/T 288;ASTM A36的交貨狀態(tài)符合ASTM A6的要求,A6中力學性能按照ASMT A370執(zhí)行。經(jīng)過對比可知,抗拉強度和屈服強度的檢測方法和要求基本一致;兩者伸長率的檢測方法和要求略有不同,但國標嚴于美標[2-3]。
除了性能對比,材料代換還需要符合相關的某國法規(guī)和標準規(guī)范的要求。例如,如果是核級部件,需要滿足ASME鍋爐及壓力容器規(guī)范第III卷相應分卷關于材料的要求,或者是得到該國核管會(NRC)的認可,列入NRC發(fā)布的RG1.084“Design,F(xiàn)abrication,F(xiàn)abrication,and Materials Code Case Acceptability,ASME SectionⅢ”的材料。如果是安全相關的鋼結構部件,例如結構模塊墻體材料,應能夠滿足ANSI/AISC N690-1994“Specification for the Design,F(xiàn)abrication,and Erection of Steel Safety-related Structures for Nuclear Facilities”關于材料的章節(jié)要求[4]。
此外,材料代換過程中,如果使用了未包含在初步安全分析報告(PSAR)相關條款附錄中的材料,并將對最終安全分析報告(FSAR)造成潛在影響時,應得到國家核安全局(NNSA)的許可。
在國標材料對美標材料進行代換的案例中,國標材料的化學成分和力學性能等往往與美標材料不等同。為避免盲目地以高帶低增加成本,有時會出現(xiàn)部分代換的國標材料力學性能略低于被代換美標材料的情況。在這種情況下,設計方會在MSR中附加要求以作為對相關部件的設計協(xié)調(diào)和材質(zhì)性能補償。以一份使用φ18 mm的國標HRB400E鋼筋代換5#的美標ASTM A615 Gr.60鋼筋為例,該代換申請的發(fā)起是因為使用量小、國內(nèi)沒有供應貨源,如果從海外采購則采購周期較長,兩種材料的力學性能和規(guī)格對比如表1所示。
由表1可知,φ18mm的HRB400E鋼筋的抗拉強度和屈服強度的數(shù)值均低于5#的ASTM A615 Gr.60鋼筋,通過鋼筋直徑的增加對力學性能進行補償。同時,設計方還增加了幾項補充要求:(1)要滿足相關技術規(guī)格書對于原設計材料ASTM A615 Gr.60的附加要求;(2)要求HRB400E鋼筋的彎曲半徑為6倍鋼筋直徑;(3)要求現(xiàn)場鋼筋布置時,HRB400E鋼筋直段長度不小于1 030 mm;(4)鋼筋直徑增加后,應對鋼筋貫穿的鋼板孔洞相應擴孔。
表1 HRB400E和A615 Gr.60性能對比
通過梳理工程建設過程中的MSR,歸納出材料代換問題的主要特點為:(1)材料代換可分為以國標為主的非美標材料代換美標材料和美標材料代換美標材料兩大類。(2)國標材料代換美標材料時,因公制和英制的差異,一般伴隨著代換材料規(guī)格的變化。(3)材料代換的原因和目的主要包括降低材料成本、縮短采購周期、簡化施工工藝等。(4)部分材料代換后尺寸發(fā)生變化,會引發(fā)臨近部件的裝配問題,或者產(chǎn)生焊接問題等。
材料代換的簡要分類如表2所示。
材料代換的典型案例如下:
(1)上文2.3節(jié)提及的以φ18 mm的HRB400E鋼筋代換5#的ASTM A615 Gr.60鋼筋案例,即符合表2中的1-A,代換后需要協(xié)調(diào)考慮鋼板擴孔的裝配問題,如鋼筋需要焊接還需考慮焊接工藝評定事宜。
表2 材料代換的分類
(2)因采購周期長,以國標材料的Q345B角鋼代替結構模塊CA01墻體上起加強作用的美標材料ASTM A36角鋼。該案例符合表2中的1-B,代換后需要配套考慮對Q345B角鋼與ASTM A36材質(zhì)模塊墻體之間的焊接工藝評定事宜。
(3)因結構模塊剪力釘ASTM A108在國內(nèi)沒有生產(chǎn)廠家,以日本牌號的SWRCH15A/SWRCH18A進行代換[5]。該案例符合表2中的2-A,代換后需要配套協(xié)調(diào)螺柱焊的工藝評定事宜。
(4)根據(jù)設計文件,焊接在主管道彎管上的熱電偶套管、支管臺采用SA182 F316LN或SA479 316LN制成,勺子(半帽管)采用SA403 WP316LN制成。因這幾個部件尺寸較小,材料使用量少,如果單獨制造成本高,采購方通過MSR以主管道材料 SA376 TP316LN的余料進行尺寸加工后代換。該案例符合表2中的3-A,由于代換前后的材料按照ASME鍋爐及壓力容器規(guī)范第Ⅸ卷均屬于P No.8-1號,未產(chǎn)生焊接問題。
(5)因施工前發(fā)現(xiàn)某管道支撐所需3/4英寸厚的ASTM A572 Gr.60板材沒有庫存,遂采用特定的20 mm厚ASTM A572 Gr.50板材進行代換,該鋼板材質(zhì)書顯示的實際力學性能滿足ASTM A572 Gr.60的標準要求。該案例符合表2中的3-B,由于按照ASME鍋爐及壓力容器規(guī)范第 IX卷,A572 Gr.60屬于P No.1-2,而A572 Gr.50屬于P No.1-1,現(xiàn)場焊接前,還需要視具體情況檢查現(xiàn)有焊接工藝評定能否滿足施工需要。
(6)因某結構模塊制造廠家在S32101雙相不銹鋼板材上焊接碳鋼剪力釘?shù)墓に嚥怀墒欤圆讳P鋼剪力釘ASTM A276 316L代替ASTM A108碳鋼剪力釘焊接在S32101雙相不銹鋼板材上。該案例符合表2中的3-C,代換后需要配套協(xié)調(diào)螺柱焊的工藝評定事宜。
使用本土化材料不僅是該新型核電站技術引進、消化、吸收和再創(chuàng)新過程中不可避免的一個環(huán)節(jié),未來我國核電“走出去”同樣會面臨類似問題。在該新型核電站核島材料代換實踐工作中逐步形成和完善的代換原則、方法和步驟,同樣也適用于未來的核電自主化技術出口過程中的引進國本土化材料使用問題,其目的都是在保證材料性能滿足核電站安全和質(zhì)量的前提下,降低材料成本、縮短采購周期以及簡化施工工藝等。
進一步深入研究材料代換技術,逐步形成標準化的操作流程,不僅有利于安全、高效地開展材料代換工作,而且能夠進一步提升建造階段的經(jīng)濟性,保障相關工程建設如期實現(xiàn)既定經(jīng)濟性能優(yōu)勢。