核电站预埋件热熔镦头施工方法与流程

本发明涉及核电站预埋件加工，特别涉及一种核电站预埋件热熔镦头施工方法。

背景技术：

1、核岛厂房结构中预埋件通过其锚筋与混凝土之间的锚固连接将设备荷载、管道荷载传递至混凝土结构，是核岛土建与安装工程的关键连接构件。锚筋端部的镦头是锚固传力的核心构造，镦头的成形质量直接决定锚固连接的承载力与可靠性。镦头工艺经历了从常温冷镦到火焰加热热镦的发展过程，随着锚筋向大直径、高强度方向发展，以及核电站对锚固连接可靠性要求的不断提高，镦头成形的加热方式与变形控制方式逐步成为决定镦头质量的关键环节。

2、当前工程实践中，锚筋镦头多采用冷镦或火焰加热热镦两种方式。冷镦在常温下直接对锚筋端部施加镦粗力成形，适用于小直径低碳钢锚筋；火焰加热热镦采用氧乙炔火焰对待镦端部加热，加热后以一次施压完成镦粗，成形后自然空冷或直接水冷。施工过程中，加热温度、施压方式和冷却方式的控制多依赖操作经验，缺乏定量化的工艺参数。

3、这种处理方式引发多重技术困境：首先，大直径高强度锚筋在常温下的塑性储备不足，冷镦时镦头部位金属流动困难，镦头开裂率高，甚至出现崩裂飞边伤人的安全隐患；其次，火焰加热的热量由表面向内传导，温度场不均匀，芯部未热透而表面已过热的矛盾突出，芯表温差大导致镦粗变形不均、组织晶粒粗大，镦头性能离散；再次，一次施压到位使金属在短时间内剧烈流动，易在镦头内部形成折叠、层裂等隐蔽缺陷，卸载后无约束状态下的冷却又使镦头发生回弹和形状畸变；此外，成形后的快速水冷易在镦头表面产生淬火裂纹，残余应力大，镦头力学性能难以稳定满足核电站预埋件的高可靠性要求。上述问题的叠加效应，使得锚筋镦头的成形质量和性能稳定性难以保证，制约了核电站预埋件锚固连接质量的提升。

技术实现思路

1、本发明的主要目的是提出一种核电站预埋件热熔镦头施工方法，旨在核电站预埋件锚筋镦头成形过程中，使镦头成形饱满、无裂纹，保证镦头组织与力学性能的均匀稳定，提高预埋件锚固连接的可靠性。

2、为实现上述目的，本发明提出的核电站预埋件热熔镦头施工方法，用于在核电站预埋件的锚筋端部成形镦头，所述镦头模具具有约束所述锚筋的待镦头端部径向镦粗变形的模腔，所述核电站预埋件热熔镦头施工方法包括：

3、对预埋件的锚筋的待镦头端部进行感应加热，将所述待镦头端部加热至预设温度区间，以使所述待镦头端部处于热塑状态；

4、将处于热塑状态的所述待镦头端部置入镦头模具，并沿所述锚筋的轴向对所述待镦头端部施加镦粗力，以使所述待镦头端部在所述模腔约束下沿径向镦粗变形；

5、在所述待镦头端部的镦粗变形量达到预设变形量的情况下，保持所述镦粗力预设保压时长后卸载；

6、对卸载后的所述待镦头端部施加轴向约束，并对所述待镦头端部执行冷却处理，以在所述锚筋的端部成形镦头。

7、在一实施方式中，所述对预埋件的锚筋的待镦头端部进行感应加热的步骤包括：

8、在所述锚筋的待镦头端部的外周套设感应加热线圈，所述感应加热线圈的轴向覆盖长度为待加热区长度的1.2倍～1.5倍；

9、向所述感应加热线圈通入中频交变电流，所述中频交变电流的频率为1khz~4khz；

10、控制感应加热的加热速率为8℃/s~15℃/s，将所述待镦头端部加热至所述预设温度区间，所述预设温度区间为900℃~1100℃。

11、在一实施方式中，所述控制感应加热的加热速率，将所述待镦头端部加热至所述预设温度区间的步骤包括：

12、在加热过程中，测定所述待镦头端部的表面温度；

13、当所述表面温度达到800℃~850℃时，将所述中频交变电流的功率降低至初始功率的50%～60%，以降低加热速率；

14、当所述表面温度达到所述预设温度区间的下限值后，保温1min～2min，以使所述待镦头端部的芯部温度与表面温度之差不超过30℃。

15、在一实施方式中，所述沿所述锚筋的轴向对所述待镦头端部施加镦粗力，以使所述待镦头端部在所述模腔约束下沿径向镦粗变形的步骤包括：

16、分两个阶段施加所述镦粗力：

17、第一阶段以第一镦粗力施压，所述第一镦粗力为使所述待镦头端部的金属充满所述模腔所需最小压力的1.2倍～1.4倍，施压速度为2mm/s~4mm/s，直至所述待镦头端部与所述模腔的腔壁贴合；

18、第二阶段以第二镦粗力施压，所述第二镦粗力为所述第一镦粗力的1.5倍～2.0倍，施压速度为0.5mm/s~1mm/s，直至所述镦粗变形量达到所述预设变形量。

19、在一实施方式中，所述在所述待镦头端部的镦粗变形量达到预设变形量的情况下，保持所述镦粗力预设保压时长后卸载的步骤包括：

20、在所述镦粗变形量达到所述预设变形量后，保持所述第二镦粗力进行保压，所述预设保压时长为3s～8s；

21、在保压期间，监测所述镦粗变形量的回弹量；

22、若所述回弹量超过所述预设变形量的3%，则补偿施加镦粗力以消除所述回弹量后再次保压；

23、保压完成后卸载所述镦粗力。

24、在一实施方式中，所述预设变形量为所述锚筋直径的1.0倍～1.4倍；

25、所述镦粗变形量的测定方式为：测定所述待镦头端部在所述镦头模具内的轴向压缩位移，以所述轴向压缩位移作为所述镦粗变形量。

26、在一实施方式中，所述对卸载后的所述待镦头端部施加轴向约束，并对所述待镦头端部执行冷却处理的步骤包括：

27、将卸载后的所述待镦头端部保持在所述镦头模具内，并保持所述锚筋的轴向定位，以对所述待镦头端部施加轴向约束；

28、向所述镦头模具的模腔壁通入循环冷却水，对所述待镦头端部执行模内冷却；

29、在所述待镦头端部的温度降至预设脱模温度后，拆除所述镦头模具，所述预设脱模温度为300℃~400℃；

30、将脱模后的所述锚筋的端部空冷至环境温度。

31、在一实施方式中，所述向所述镦头模具的模腔壁通入循环冷却水，对所述待镦头端部执行模内冷却的步骤包括：

32、控制所述循环冷却水的温度为20℃~35℃，水流速度为1m/s~2m/s，使所述待镦头端部以5℃/s~8℃/s的冷却速率降温；

33、在模内冷却的前半程，维持所述轴向约束；

34、在模内冷却的后半程，解除所述轴向约束，使所述待镦头端部自由收缩，以防止成形的镦头内部产生残余拉应力。

35、在一实施方式中，在所述锚筋的端部成形镦头之后，所述核电站预埋件热熔镦头施工方法还包括：

36、检查成形的所述镦头的外观，剔除表面有裂纹的镦头；

37、测定所述镦头的高度和直径，合格镦头的高度为所述锚筋直径的0.8倍～1.2倍，合格镦头的直径为所述锚筋直径的1.8倍～2.4倍；

38、对所述镦头进行磁粉检测，以检测所述镦头的表面及近表面是否存在裂纹缺陷。

39、在一实施方式中，所述预埋件包括多个锚筋，所述核电站预埋件热熔镦头施工方法还包括：

40、将多个所述锚筋的镦头作业按流水方式组织：对第n个锚筋执行所述冷却处理的同时，对第n+1个锚筋执行所述感应加热，其中n为正整数；

41、多个所述锚筋共用一个所述镦头模具，所述镦头模具的模腔在每次镦粗前预热至150℃~250℃；

42、在所述预埋件的全部锚筋完成镦头后，对全部镦头进行统一检验和编号登记。

43、本发明的技术方案通过对预埋件锚筋的待镦头端部进行感应加热至热塑状态、将热塑状态的待镦头端部置入镦头模具并沿锚筋轴向施加镦粗力使其在模腔约束下径向镦粗变形、在变形量达到预设值后保压卸载、对卸载后的待镦头端部施加轴向约束并执行冷却处理以成形镦头，解决了冷镦或火焰加热镦头存在的镦头开裂、芯部不热透和镦头性能离散的问题，具有镦头成形饱满、无裂纹、力学性能稳定的优点。