秦山核电二期扩建工程板材、型材使用状况分析

左徳磊

（北京四达贝克斯工程监理有限公司，河北 石家庄050021）

0 绪论

秦山核电二期扩建工程根据二期翻版加改进的原则，设备国产化率目标提高到70%以上，工程中涉及的板材、型材基本采用国内标准采购。本文通过对扩建工程中板材、型材的采购标准及代用的介绍，来了解后续核电建设中可能需要改进的地方以及核电材料国产化、标准化的意义。

1 秦山二期扩建工程中所用的板材、型材的种类、标准

1.1 种类及标准

在扩建工程中，设计用碳钢板材的牌号主要为GB713中的20g和GB700中的Q235C，不锈钢板材的牌号主要为GB4237中的00Cr19Ni10。型材全部为碳钢，其中角钢、槽钢牌号主要为GB700中的Q235C。H型钢主要采用EN 10025中的S235J0。

1.2 尺寸规格

槽钢和角钢尺寸规格分别满足GB/T707、GB9787和GB9788。H型钢主要采用NF A45-201中的规格，从国外进口。H型钢主要为三种规格，分别为HEB100、HEB140和HEB200，尺寸公差见标准EN 10034。

2 秦山二期扩建工程中板材、型材的采购过程中存在的问题

2.1 材料采购中存在的问题

2.1.1 Q235C的型钢难以采购

扩建工程中设计图纸中槽钢和型钢均采用Q235C，其中槽钢规格主要为[8、[10、[12.6、[16等，角钢规格主要为∠50×5，∠63×10、∠80×10等，经过市场调研发现，市场上没有壁厚小于6mm的Q235C板材和型材。

2.1.2 部分板材和型钢规格难以采购

部分支架选用了[12.6槽钢，但该规格的槽钢目前在国内各大钢厂已不再生产，无法采购。另市场所供板材通常为偶数板厚，规格为3mm、5mm、7mm厚等Q235C板材和15mm厚的20g板材难以采购。

2.1.3 Q235C的HEB型钢无法采购

技术文件H型钢采用GB11263热轧型钢，但在GB11263中没有型号为HEB100、HEB140、HEB200的号型。

2.2 材料采购存在问题的解决

通过秦山二期1#、2#机组的建设经验，在组织施工、监理、业主和设计多次讨论后，最后达成一致意见，主要通过设计变更和澄清对部分材料进行代用。

2.2.1针对Q235C的型钢难以采购的问题

根据GB/T700-2006的规定，厚度小于6mm的板材、型材制备不了冲击试验的标准试样，无法完成冲击试验。在不进行冲击试验的情况下，材质为Q235A/Q235B的力学性能和Q235C是相同的。厚度大于6mm的板材和型材，材质为Q235B和Q235C只是在冲击试验的温度上有细微区别，设计同意通过设计变更的方式采用Q235A/Q235B代用Q235C，但要求对其按照Q235C要求进行补做0℃冲击试验，复验合格后允许代用。

2.2.2 针对部分板材和型钢规格难以采购问题

标准支吊架供应商提出：在考虑原设计手册选型载荷不变的前提下，建议采用[14a槽钢替代[12.6槽钢，其性能参数对比可以发现：[14a槽钢的承载能力无论在X-X方向还是Y-Y方向，因其结构尺寸均大于[12.6槽钢，故其承载能力是满足[12.6槽钢的要求的。

6mm厚以下的板材主要用于调整间隙，对于奇数厚的板材建议采用相近厚度的板材代用，如用4mm代3mm、6mm代5mm等，变更后不影响后续的安装工作。

2.2.3 针对Q235C的HEB型钢无法采购的问题

按照RCCM M1134中的规定，支撑件材料应参照标准EN 10025，经设计确认，采用尺寸标准执行NF A 45-201，材料标准执行EN 10025中的牌号S235J0。由于国内不生产，施工单位均通过进口采购。3#机组安装单位采购H型钢均按设计牌号S235J0执行，4#机组安装单位采购S235J0的HEB100和HEB140型钢时较困难，通过对S235J0与S355J2性能及化学成分比较，见表1和表2，经设计变更同意，采用S355J2代用S235J0。

表1结构钢S235J0与S355J2的化学成分

表2结构钢S235J0与S355J2的机械性能

2.3 板材型材的进场复验

针对板材和型材的验收技术条件中某些复验项目不明确的问题，在制造之前，业主、设计、监理及施工方对相关条款进行讨论，在后续过程中设计也对未澄清的部分条款陆续给予明确答复。

2.3.1 针对层状撕裂复验的疑问

技术条件第4.7条，要求对板厚大于15mm的钢板，进行层状撕裂复验，其厚度方向的质量必须达到Z35。经查阅相关标准，GB5313中提到关于厚度方向性能，但技术文件未引用相关标准。

根据标准支吊架生产厂家澄清，在原TYHL01-1998《核级标准支吊架手册》设计时，已按GB/T16702-1996 H2300补充规定的要求对所涉标准零部件，在接头形式和受力状态上已考虑了层状撕裂的危害性，并采用相应措施避免了这种危险，设计同意涉及到的原材料不进行层状撕裂复验。

2.3.2 针对冲击试验厚度要求的疑问

技术文件第4.3.3.1条，要求对每一块板材应进行一组试验。而RCC-M相关规范中，对于核级设备用钢板的冲击试验要求按批进行验。后经设计研究，同意按照RCC-M批的定义进行冲击试验。

2.3.3 针对高温拉伸试验要求的疑问

技术文件第4.2.3.2条，要求碳钢和不锈钢分别在300℃、350℃验证0.2%的屈服强度。但国内相关规范中对300℃或350℃的0.2%屈服强度未给出具体判定值。标准支吊架生产厂家提出，按照GB/T17116中规定，对于通常高温管道，用于支吊架零部件的工作温度取值应按管道外表面测出的温度，按温降22℃/cm计算所得，支吊架工作温度远远小于管内的流体温度。另建议仅对与设计温度＞100℃的管道直接接触或靠近的管部支吊架零部件进行高温拉伸试验。经多次澄清，设计同意厂家意见。

通过对设计回复意见进行了材料统计，施工方再次提出要求设计明确高温拉伸试验的验收标准。经设计研究同意，除了20g仍按照按GB/T713进行高温拉伸试验外，其它材料均不做高温拉伸试验。

3 关于核电建设材料国产化、标准化的重要意义

中国核电建设从20世纪80年代开始起步，经过30多年的发展，而未来几十年，对于能源的需求促使中国以及其他国家在核电领域进行大量的投入，只有对外国技术的消化和吸收，加上过去几十年的核电建设经验总结，必将走出一条自己的道路，进而走出国门，核电设备国产化是中国核电发展的必由之路,而核电设备材料的国产化最为关键，所以核电建设材料的国产化和标准化工作需要众多的核电参与者尽快完成，虽然困难重重，但前途光明。