第三代核電站大型結構模塊吊裝分析

葉志燕，劉建衛，儲艷春

(上海核工程研究設計院，上海市，200233)

0 引言

模塊化建造是第三代壓水堆核電站采用了先進的施工理念，大量引入平行作業，依托先進技術，將土建、安裝、調試等工序進行深度交叉的新技術。其基本原理是轉移現場工作量，即把現場施工的工作量轉移到工廠中完成，一般有設計、預制、運輸和吊裝的環節。模塊化建造的最大優點是可以通過減少在現場的施工量而縮短核電站的建設工期，采用模塊化后，大量的施工工作在工廠完成，可以更好地保證施工質量。然而，模塊化技術在提供各種便利的同時，卻增加了施工的難度，一些大型模塊的運輸和吊裝給現場施工帶來了巨大的挑戰。如何安全地完成大型結構模塊的吊裝已成為核電站建設的難點和熱點［1-2］。

1 施工難點和技術路線

在常規的模塊化建造中，基本的建造順序為:制作模塊;從制造廠運輸到現場施工區進行拼裝;現場吊裝就位。部分大型結構模塊的重量大，外形尺寸大，內部附件多且分布不規則，重心位置不易確定，且模塊吊裝的安裝精度和變形要求非常高，因此模塊的運輸和吊裝難度大［3］。

根據大型結構模塊的特點和現場的實際情況，大型結構模塊的吊裝技術路線為:先對吊索具進行連接，并對吊裝設備進行檢查;接著進行模塊的試吊，對水平度進行調整，并觀測模塊的變形;待水平度和變形滿足要求后，將模塊轉動到位;最后通過吊車的起鉤、變幅和落鉤，將模塊準確就位［3-4］。

2 吊裝分析

在第三代核電廠中，輔助廠房的主要功能是為安全殼廠房外抗震Ⅰ類的機械和電氣設備提供保護和隔離，也為廠房內的放射性設備和管道提供屏蔽。結構模塊是核島輔助廠房中的主要組成部分，用于乏燃料儲存、傳輸、熱交換以及廢物收集的大型鋼結構模塊，在核島廠房中的位置如圖1所示［5］。該結構模塊主要由鋼面板、角鋼、槽鋼和剪力釘等構件組成，如圖2所示。

在該結構模塊吊裝前，組合樓板上已預安裝有重要設備，對結構模塊的安全性和功能適用性要求均很高，因此，模塊安裝精度和變形要求更嚴格。由于結構模塊的結構構件多，變形難以同步協調，且存在拼裝焊接產生的焊接殘余應力和變形，應力分布不明確，因此在結構模塊吊裝之前有必要進行有限元分析，預測吊裝時產生的最大變形和最大應力，為模塊的安全、準確就位提供強有力的理論支撐。

2.1 有限元模型

根據該結構模塊的構造和吊裝過程的受力特點，選用SHELL43單元模擬模塊墻的鋼面板、角鋼、樓面板和T型鋼，用BEAM188單元模擬槽鋼和支撐，設備的質量用質量單元MASS21模擬，栓釘、焊縫和噴漆的重量通過放大墻面板和樓面板的密度來考慮，應用有限元分析軟件對結構模塊建立有限元模型［6］，如圖3所示。

由吊裝路線知，大型結構模塊的吊裝可分為3個階段，即起吊和吊運階段、定位階段、就位階段。這3個階段的有限元模型邊界條件分別為:

(1)起吊和吊運階段。此時模塊通過吊耳與吊具相連，通過約束模塊與吊耳連接板接觸點的自由度來實現。

圖3 結構模塊有限元模型Fig.3 Finite element model of structural module

(2)定位階段。此時模塊吊具和導向銷相連，通過約束模塊與吊耳連接板接觸點的自由度和在模塊與導向銷接觸點處施加水平力來實現。

(3)就位階段。此時模塊受到底板上預埋件的約束作用，通過約束模塊與底板上預埋件接觸點的自由度來實現。

2.2 吊裝分析

結構模塊吊裝的3個階段除了約束條件不同外，其計算方法均相同。大型結構模塊吊裝過程的荷載主要有模塊和設備自重和風荷載。對于模塊和設備的自重，考慮動力影響等，取1.25倍的荷載放大系數。由于大型結構模塊吊裝時要求風速不超過8.9 m/s，因此，保守考慮，將風速取為8.9 m/s［7］。對該結構模塊進行吊裝有限元分析知，吊裝過程中的最大Von Mises應力為158.397 MPa，位于模塊墻面鋼面板與導向銷接觸處，如圖4所示。臨時支撐的最大構件的Von Mises應力為73.275 MPa，如圖5所示。整個模塊的最大Von Mises應力值小于材料的屈服應力(235 MPa)，說明材料處于彈性狀態［8］。模塊的最大位移為17.117 mm，小于 L/240(20.6 mm)［9］，如圖6 所示。因此，結構模塊能滿足吊裝要求。將有限元模型得到的結構模塊重心坐標與報告提供的重心坐標進行比較，結果如表1所示。由表1可知，模塊重心坐標的誤差很小，有限元模型與實際模型基本吻合。

表1 結構模塊重心坐標的比較Tab.1 Comparison of centroid of structural module

2.3 構件驗算

結構模塊在吊裝過程中，除了結構整體的最大應力和最大變形需滿足吊裝要求外，模塊中的構件(如墻面板、角鋼和槽鋼)也需滿足規范的相關要求。

根據AISC N690，壓彎組合時構件應力需滿足式(1)和(2)的要求［10］:

拉彎組合時構件應力應滿足式(4)的要求。

抗剪時構件應力應滿足式(5)的要求。

式中:fa為軸向應力設計值，fby和fbz為彎曲應力設計值，fV為剪應力設計值，Cmy和Cmz彎曲系數，Fa為允許軸向壓應力，Ft為允許軸向拉應力，Fby和Fbz為允許彎曲應力，Fy為材料屈服強度，FV為允許剪應力，F'ey和F'ez為考慮安全系數后的歐拉臨界應力。

對于模塊強面板，采用Von Mises屈服準則進行驗算，其Von Mises應力需滿足式(6)的要求［11］。

根據有限元分析結果，提取角鋼和槽鋼的內力以及鋼面板的Von Mises應力，進行規范驗算，構件驗算結果如表2所示。由表2知，最大的應力比為0.67，小于1.00，滿足規范要求。

表2 構件規范驗算結果Tab.2 Standard evaluation results

3 結語

模塊化建造給第三代核電機組的建造提供了許多有利之處，同時也給現場施工帶來困難和挑戰。現場吊裝涉及到許多客觀因素的限制，在施工過程中如何設計合理的吊裝流程和臨時支撐體系，是保證安全準確吊裝和提高施工效率的關鍵。本文通過理論分析，結合施工現場的實際情況，采用合理的施工工藝，實現了安全、高效地完成大型結構模塊吊裝，為今后大型結構模塊的施工提供了寶貴經驗。

［1］魏俊明，劉瓊，孫坤.第三代壓水堆核電機組AP1000的模塊化施工分析［J］. 電力建設，2008，29(4):63-66.

［2］李新凱.淺談AP1000核電廠的總平面布置與模塊化施工關系［J］. 湖北電力，2010(3):63-66.

［3］方小朋，沈文榮，孫克彬，等.AP1000核電項目模塊化施工建造管理研究［C］//——中國核學會2009年學術年會，北京:中國核學會，2009:14-19.

［4］年發揚.AP1000核電站模塊化建造淺析［C］//中國核學會2009年學術年會，北京:中國核學會，2009:387-391.

［5］孫漢虹.第三代核電技術 AP1000［M］.北京:中國電力出版社，2010:71-78.

［6］王新敏.ANSYS工程結構數值分析［M］.北京:人民交通出版社，2009:35-37.

［7］GB 50017—2003鋼結構設計規范［S］.北京:中國計劃出版社，2003.

［8］APP-GA-G1-001 AP1000 module design criteria［S］.

［9］UBC-97 Uniform building code［S］.

［10］AISC N690-94 Specification for the design，fabrication and erection of steel safety-related structures for nuclear facilities［S］.

［11］陳惠發.彈性與塑性力學［M］.北京:中國建筑工業出版社，2004:80-83.