AP1000核電廠抗震I類大型結構模塊吊裝分析研究

左紹兵 儲艷春 葉志燕

（上海核工程研究設計院 上海 200233）

AP1000核電廠抗震I類大型結構模塊吊裝分析研究

左紹兵 儲艷春 葉志燕

（上海核工程研究設計院 上海 200233）

模塊化設計和建造方法是AP1000第三代核電廠特點之一，但同時也面臨著大型模塊的吊裝挑戰(zhàn)。本文基于ANSYS大型有限元計算軟件，對AP1000核電廠中大型結構模塊CA01進行了吊裝工況下的有限元分析，計算了結構的應力和變形，并對構件進行了規(guī)范驗算。計算結果表明，在合理設置臨時支撐的情況下，CA01模塊能夠安全吊裝就位，為大型結構模塊的順利吊裝提供強有力的理論支撐。

AP1000，結構模塊，吊裝，有限元分析

模塊化技術是核電工程項目中縮短設計周期和節(jié)省投資的一種新型設計和建造技術，通過工廠化制造與現場施工的平行建造法，使土建施工和模塊加工制造同步進行，以達到降低制造成本和提高經濟性的目的。在近幾年，中國引進的美國西屋AP1000第三代核電技術采用了模塊化技術，其中最大的結構模塊是CA01結構模塊，其軸測示意圖如圖1所示。

圖1 CA01模塊軸測示意圖Fig.1 Isometric drawing of CA01 module.

很多學者對不同形式結構的吊裝進行了研究，如陳輝等運用SAP2000分析軟件對安全殼頂封頭的吊點設置進行了研究[1]，陳吉杉等對吊裝過程中的動載系數進行了研究[2]，張齊凱等采用大型通用有限元計算軟件ANSYS對渤海某海洋平臺水平片吊裝進行了強度和位移分析計算[3]。以上研究中吊裝結構的體積和重量均相對較小，部分有限元模型經過簡化處理，不能準確考慮吊點和重心之間的關系，還有的研究忽略了風荷載的作用。本文將在精確計算吊裝結構重心和吊點位置，并充分考慮風荷載等因素下，對總吊裝重量約1050噸的大型結構模塊CA01的吊裝分析進行研究，為大型模塊的安全吊裝就位提供強有力的理論支撐。

1 吊裝分析模型的建立

1.1 CA01結構模塊

AP1000核電項目中CA01模塊位于反應堆廠房內，外形尺寸長為29 m、寬為25 m、高為26 m，凈重約760 t，總吊裝重量約1050 t，CA01模塊典型墻體由鋼面板、剪力釘、鋼桁架等構件組成.，如圖2所示。在澆筑混凝土時，鋼面板可以作為模板。在使用階段，鋼面板與混凝土形成組合結構，共同承擔外荷載。鋼面板和混凝土之間力的傳遞通過剪力釘來完成，槽鋼和角鋼組成的鋼桁架是鋼面板組裝和模塊吊裝過程中的支撐。

圖2 CA01模塊典型墻體墻Fig.2 Typical wall of CA01 module.

1.2有限元模型

1.2.1 構件單元模擬

在CA01模塊ANSYS有限元模型中，鋼面板和角鋼采用Shell 43單元模擬，槽鋼、T型鋼和臨時支撐采用Beam 188單元模擬，剪力釘重量作為均布荷載施加到鋼面板上。

1.2.2 荷載工況

大型結構模塊吊裝階段荷載有以下幾種：

模塊自重：考慮吊裝過程的模塊傾斜、動力影響等因素，取1.25倍的荷載放大系數。

風荷載：吊裝時最大風速不超過8.9 m·s?1，計算中風速取11.1 m·s?1)，根據ASCE7-05[4]換算得計算風壓為0.09 kN·m?2。

1.2.3 模型邊界條件

大型模塊吊裝計算分析分三個階段，一、起吊和吊運階段；二、定位階段；三、就位階段，三個階段ANSYS有限元模型的邊界條件如下：

(1) 起吊和吊運階段：模塊通過8個吊耳與吊具相連，由于吊裝過程中模塊移動緩慢，此時約束條件在模型中采用約束模塊與吊耳連接板連接的節(jié)點的自由度來實現。

(2) 定位階段：吊耳連接處的約束和定位銷對模塊定位點的水平約束。

(3) 就位階段：就位后，模塊受到底板上預埋件的豎向約束。

CA01結構模塊有限元模型見圖3。

圖3 CA01結構模塊有限元模型Fig.3 Finite element model of CA01 module.

2 吊裝分析研究

由于大型模塊吊裝三個階段除了約束條件不同外，計算和分析方法均相同，本文僅對吊裝的第一個階段起吊和吊運階段進行分析研究。

2.1應力和變形分析

2.1.1 應力和變形限值

CA01結構模塊中使用的材料如下：A36鋼板，屈服強度fy=248 Mpa；ASTM A240 S32101鋼板，屈服強度fy=448 MPa。

由于ASTM A240雙相不銹鋼的強度高于A36，為了方便計算分析，同時保證結構的安全，模型中所有材料的強度均取A36材料的強度。

根據AISC 360-05[5]表16-D可知，在恒載和活載的共同作用下，構件的變形不超過L/240。

2.1.2 應力和變形計算

當CA01模塊未設置臨時支撐時，應用ANSYS有限元分析軟件，對CA01模塊的吊運階段進行分析。結果表明，最大節(jié)點應力超過了材料的屈服強度，最大節(jié)點變形也達到26 mm。根據分析結果，在CA01模塊吊裝過程中應設置臨時支撐，臨時支撐設置情況如下圖4所示。設置臨時支撐前后，CA01模塊最大應力和最大位移如表1所示。

圖4 CA01結構模塊吊裝臨時支撐Fig.4 Temporary bracing of CA01 module.

表1 CA01模塊吊裝時最大應力和最大位移Table 1 Maximum stress and deformation of CA01 module under lifting.

由上表可知，設置臨時支撐后，CA01模塊吊裝時，結構的最大應力和最大變形均變小，滿足規(guī)范要求，變形云圖和應力云圖見圖5和圖6。

圖5 設置臨時支撐時模塊變形圖Fig.5 Deformation of CA01 module with temporary braces.

圖6 設置臨時支撐時模塊應力圖Fig.6 Stress of CA01 module with temporary braces.

以上分析表明：

(1) 合理設置臨時支撐可以減小模塊吊裝過程中的應力和變形；

(2) 吊裝時模塊面板的最大應力出現在墻的交接處；

(3) 吊裝時模塊的變形值相對較小，最大變形出現在模塊頂部靠近換料水池墻角的位置。

2.2構件規(guī)范驗證

根據ANSYS對結構的應力和變形計算后，還需對結構中各構件進行規(guī)范驗算，結構模塊吊裝時被作為鋼結構來考慮，相關構件驗算應滿足AISC S335[6]的相關要求：

壓彎組合時構件應力應滿足公式(1)和公式(2)的要求：

如果fa/Fa≤0.15，構件應力應滿足式(3)代替式(1)和式(2)：

拉彎組合時構件應力應滿足式(4)：

抗剪時構件應力應滿足式(5)：

其中：Cmv、Cmv為受壓構件中與構件約束有關的系數，構件兩端有約束取0.85，無約束取1.0；fa為計算軸向壓應力；fby、fbz分別指繞構件截面Y軸(強軸)和Z軸(弱軸)的允許彎曲應力；F′ey、F′ez為歐拉臨界應力除以安全系數以后的應力；F′a為允許軸向壓應力；Fby、Fbz分別指繞構件截面Y軸(強軸)和Z軸(弱軸)的允許彎曲應力；Ft為允許軸向拉應力；fV為計算剪應力；FV為允許剪應力。

由于模塊吊裝屬于施工工況，許用應力可放大1.33倍，基于以上內力和相關計算公式，可得CA01模塊各構件在吊裝工況下的規(guī)范驗算結果如表2所示。

表2 CA01模塊起吊和吊運階段構件驗算結果Table 2 Design results of CA01 module members under lifting.

3 結論

大型結構模塊吊裝過程的有限元計算分析論證為大型模塊的成功吊裝提供了強有力的理論支撐，浙江三門和山東海陽核電建設現場CA01模塊的成功吊裝就是對該理論計算的最好證明。

本文對AP1000核電項目中CA01模塊進行吊裝過程的有限元分析，得出以下結論：

(1) 大型結構吊裝時合理設置臨時支撐可以減小吊裝過程中結構應力和變形；

(2) 大型結構吊裝時，不同截面的交接處以及結構形式不規(guī)則處是需要重點關注的部位；

(3) 大型結構模塊吊裝過程的有限元計算分析為大型模塊的成功吊裝提供了強有力的理論支撐。

1 陳輝, 宋平, 何菲菲, 等. AP1000安全殼頂封頭最優(yōu)吊點分析和吊裝方法的改進[J]. 核電工程與技術, 2011, 2: 34?38 CHEN Hui, SONG Ping, HE Feifei, et al. The optimum lifting point analysis of AP1000 containment vessel top head and improvement of handling method[J]. Nuclear Power Engineering Technology, 2011, 2: 34?38

2 陳吉杉. 垂直吊裝中動載系數的取值分析[J]. 安裝, 2005, 142: 28?29 CHEN Jishan. Study on the dynamic load coefficient in the vertical lifting[J]. Installation, 2005, 142: 28?29

3 張齊凱, 李依澤, 劉鵬, 等. 海洋平臺水平片吊裝有限元分析[J]. 石油天然氣學報, 2010, 32: 378?380 ZHANG Qikai, LI Yize, LIU Peng, et al. Finite element analysis of offshore platform lifting[J]. Journal of Oil and Gas Technology, 2010, 32: 378?380

4 American society of civil engineers, ASCE7-05, Minimum Design Load for Buildings and Other Structures[S], 2005. 27?28

5 American institute of steel construction, AISC 360-05, Specification for Structural Steel Buildings[S], 2005. 381?383

6 American institute of steel construction, AISC S335-1989, Specification for Structural Steel building-Allowable Stress Design and Plastic Design[S], 54?55

Study on lifting of large structure module in AP1000 nuclear power plant

ZUO Shaobing CHU Yanchun YE Zhiyan
(Shanghai Nuclear Engineering Research & Design Institute, Shanghai 200233, China)

Background: Modularization is one of characteristics of AP1000 nuclear power plant, however, the challenge of large module lifting should be met. Purpose: An analysis method for large module lifting has been studied in this paper. Methods: Based on ANSYS software and steel design code of America, the finite element analysis of CA01 structure module in AP1000 nuclear power plant was conducted. Results: The analysis results show that stress and deformation meet the requirements of codes and construction when the temporary brace is properly set in CA01 module. The maximum stress can be found in the juncture of wall, and maximum deformation occurs at the corner of CA01 module. Conclusions: Proper temporary brace is important to the lifting of structure and maximum stress or deformation usually occurs at irregular locations of structure. And it is necessary to perform detail analysis before structure lifted.

AP1000, Structure module, Lifting, Finite element analysis

TU318.2，TU391

10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040664

左紹兵，男，1983年出生，2009年于同濟大學獲碩士學位，主要研究方向為大型先進壓水堆國家重大專項模塊化技術

2012-10-31，

2013-3-30

CLC TU318.2, TU391