CB20结构模块组安装施工技术分析

CB20模块是AP1000核电站非能动安全壳冷却系统(PCS)的钢结构水箱模块,它是一个多部件组合体,外形尺寸大,结构复杂,且要在现场露天组成一个整体,其中涉及组装、焊接、运输及吊装等环节,施工难度大。本文介绍了CB20模块的组装、运输、吊装和安装等施工工艺流程,分析了CB20模块施工的重点及难点,结合现场实际情况,提出一些应对措施,尤其是对其变形的控制方面。这为后续CB20模块组安装施工及其他大型模块施工起到一定的参考和借鉴作用。     

CAP1400核电站SC结构整圈模块吊装工装研究

CAP1400核电技术是在引进的AP1000三代核电技术基础上消化吸收、再创新研究开发出具有自主知识产权的第三代核电机组[1]。国内首次建造的大型先进压水堆CAP1400核电站SC结构采用分层构造,每层结构存在着差异。SC结构现场安装采用分层分块就位工艺无法满足现场进度及质量需求。采用模块化施工工艺[2,3],在地面拼装成组合/整圈模块,借助大型起重机连接相应的吊装工装实现各组合模块的高空就位。通过理论分析和模拟试验相结合的方式对SC结构8～17层整圈模块的吊装施工方法进行论证分析,引入有限元对SC结构整圈模块吊装工装进行设计和分析[4],确定吊装工装合理结构和吊点选择,保证SC结构吊装施工有效实施。     

AP1000核电厂抗震Ⅰ类大型结构模块吊装分析研究

模块化设计和建造方法是AP1000第三代核电厂特点之一,但同时也面临着大型模块的吊装挑战。本文基于ANSYS大型有限元计算软件,对AP1000核电厂中大型结构模块CA01进行了吊装工况下的有限元分析,计算了结构的应力和变形,并对构件进行了规范验算。计算结果表明,在合理设置临时支撑的情况下,CA01模块能够安全吊装就位,为大型结构模块的顺利吊装提供强有力的理论支撑。     

海外“华龙一号”核岛环吊整体吊装工艺

环吊安装处于核岛安装工程的关键路径上,主要服务于核岛主设备的吊装。以往国内核电站建设环吊吊装均采用分段吊装工艺,巴基斯坦卡拉奇"华龙一号"核电站环吊采用整体吊装工艺。本文通过对海外"华龙一号"堆型环吊整体吊装和以往国内核电站环吊分段吊装在施工工艺、工期优化等方面的比较,得出整体吊装工艺能显著提高环吊吊装的安全性,有效缩短施工工期,体现海外"华龙一号"堆型核电站环吊吊装工艺的先进性。     

AP1000机组安全壳吊索吊装法最优吊耳位置研究

AP1000机组安全壳采用模块化建造，基于吊索吊装法提出将筒体由四段改为三段吊装，着重研究了安全壳模块吊装时的最优吊耳位置，对安全壳模块吊装时的吊车的负载能力、安全距离等进行了复核，验证了筒体三段吊装的可行性。本文提出的筒体三段吊装方案有利于减小吊装和安装风险，提高安全壳的安装质量；最优吊耳位置的研究对安全壳的设计改进、优化吊装方案有直接指导作用。      

安全壳底封头运输和吊装施工技术

AP1000安全壳底封头CVBH的现场施工需要采用施工技术难度大、安全保证措施要求高的大件运输和吊装技术。主要表现在结构本体重量大、尺寸大、重心高、易于变形等;在运输过程中,转弯半径大、运输道路基础荷载大、运输车辆同步性要求苛刻;在吊装过程中,吊装场地基础荷载大、吊车吊装能力大、吊索具要求高、核岛就位难度高等。文章从CVBH运输施工技术、吊装施工技术以及安全保证措施等三个方面,详细阐述核岛大件运输和吊装施工技术,为后续的核岛大型结构的运输和吊装提供借鉴作用。     

核电厂土建与安装施工主力吊机选型与布置

核电厂土建与安装施工需要使用大型吊机完成各类大件设备的吊装,CPR1000、EPR、AP1000各种堆型现场布置不同,需吊装的大件设备也不尽相同。在项目施工前期,必须根据各种堆型特点选择不同吊装能力的大型吊机,规划合适的站位点和转移通道,方能保证项目土建与安装工作顺利开展。通过对CPR1000、EPR、AP1000各种堆型大件吊装需求进行分析,提出各堆型典型的土建与安装主力吊机选型与布置方案。     

泰山核电二期工程安全壳钢衬里穹顶整体吊装对接设计

在我国核电站的设计和建造中，随着施工机具的发展，吊车起吊能力的提高，为安全壳钢衬里穹顶整体吊装对接提供了可能。我院的设计人员，通过精心设计，在秦山核电二期工程中，提出了一套嵌新的穹顶吊装方案－整体吊装对接方案。本文简要介绍了有关穹顶整体吊装对接设计的一些体会。     

AP1000正常运行工况气液态放射性流出物释放量研究

压水堆核电站正常运行工况气液态放射性流出物作为环境影响评价的重要内容,在核电站设计中具有非常重要的意义。通过对AP1000核电站正常运行工况气液态流出物的计算方法和释放途径的研究,并结合AP1000三废系统设计特点,建立了基于PWR-GALE程序的AP1000核电站正常运行工况气液态流出物释放量的计算模型。根据建立的模型,采用AP1000核电机组的设计参数,计算了AP1000核电站正常运行工况气液态流出物放射性年释放量预期值,并将计算结果与GB 6249—2011中的控制值进行了对比,同时对AP1000考虑预期运行事件调整因子的使用做了说明,为AP1000核电站环境影响评价提供了参考。     

AP1000钢制安全壳施工技术优化分析

AP1000核电厂钢制安全壳(CV)施工过程中与核岛土建、安装深度交叉,对安全、质量和进度影响较大。文章通过对AP1000依托化项目钢制安全壳施工实施过程中存在的问题和好的经验进行分析总结,从钢结构的安装优化及吊装安全角度对钢制安全壳简体提出采用"4-2—2—3"的分段形式。同时,对钢制安全壳简体上的人员闸门供货及安装方式、贯穿件、剪力钉、附件板等的安装逻辑和施工时机进行优化分析,旨在对AP1000后续项目提供可参考的建议。