翁晨陽,曹艷芳
(上海核工程研究設(shè)計院,上海200233)
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AP1000核電廠環(huán)吊國產(chǎn)化技術(shù)要求分析*
翁晨陽,曹艷芳
(上海核工程研究設(shè)計院,上海200233)
摘要:由于核電廠總設(shè)計理念以及起重機標(biāo)準(zhǔn)的差異,AP1000環(huán)吊的技術(shù)要求與二代核電廠環(huán)吊之間存在顯著差異。通過對AP1000環(huán)吊的主要技術(shù)參數(shù)、安全分級、抗震分類、使用工況、抗震分析方法、起升機構(gòu)強度設(shè)計、起升機構(gòu)布置形式等方面的要求進(jìn)行梳理和分析,明確了AP1000環(huán)吊國產(chǎn)化的主要技術(shù)要求,為AP1000環(huán)吊的設(shè)備國產(chǎn)化作了有益的嘗試和探索。
關(guān)鍵詞:AP1000環(huán)吊國產(chǎn)化技術(shù)要求
1概述
從20世紀(jì)80年代中期以來,國際核能界廣泛開展第三代核電技術(shù)的研發(fā),取得多項具有工程實用價值的成果,AP600/AP1000是其中的一種。AP系列的主要特征是采用非能動安全原理,使核電廠的系統(tǒng)、設(shè)備、構(gòu)筑物大幅度簡化,安全性、可靠性、經(jīng)濟性大幅度提升[1-2]。
我國通過第三代核電自主化依托項目從美國西屋公司引進(jìn)4臺AP1000機組,分別位于浙江三門與山東海陽。在引進(jìn)消化吸收的基礎(chǔ)上,我國還正在開發(fā)國產(chǎn)化的CAP1000堆型以及具有自主知識產(chǎn)權(quán)的CAP1400堆型。
為降低機組的整體造價,并結(jié)合中國國內(nèi)核電產(chǎn)業(yè)技術(shù)的成熟性,CAP1000堆型以及CAP1400堆型設(shè)備將主要由國內(nèi)供貨,反應(yīng)堆廠房環(huán)吊即為國內(nèi)負(fù)責(zé)供貨的國產(chǎn)化核島主設(shè)備之一。
由于中美兩國核電廠設(shè)計理念、采用的標(biāo)準(zhǔn)體系存在較大的差異,AP1000核電廠環(huán)吊的國產(chǎn)化給國內(nèi)的設(shè)計院以及制造廠的設(shè)計和制造提出了新的挑戰(zhàn)。本文將梳理AP1000核電廠環(huán)吊的主要技術(shù)參數(shù),分析AP1000核電廠環(huán)吊的主要特點,并在此基礎(chǔ)上總結(jié)AP1000核電廠環(huán)吊國產(chǎn)化的主要技術(shù)要求。
2AP1000環(huán)吊的主要技術(shù)參數(shù)
AP1000環(huán)吊的主要技術(shù)參數(shù)如下[1]:
環(huán)吊主起升機構(gòu):~215.5 t,起升高度41.7 m;環(huán)吊副起升機構(gòu):22.7 t,起升高度43.3 m;環(huán)吊跨度為37.8 m,軌距為8.534 m;環(huán)吊主梁承載能力約為726 t。
在正常工況下工作級別為CMAA “C”級,在蒸汽發(fā)生器更換工況下為CMAA “A”級。
環(huán)吊起升速度、小車運行速度以及大車運行速度均在ASME NOG-1推薦的范圍之內(nèi)。
AP1000環(huán)吊的主要技術(shù)參數(shù)與百萬千瓦級二代核電廠環(huán)吊(以田灣AES-91堆型環(huán)吊為例[3])的對比如表1所示??梢妰烧呖缍取⑵鹬亓肯喈?dāng),但AP1000環(huán)吊具有更高的起升高度,且要求更高的主梁承載能力。
表1AP1000與AES-91環(huán)吊技術(shù)參數(shù)對比
項 目AP1000AES-91跨度/m37.841.5起重量/t主鉤215.5205副鉤22.732起升高度/m主鉤41.732副鉤43.334主梁最大承載能力/t360726
3AP1000環(huán)吊的主要特點
3.1安全分級
在二代核電廠中,除了田灣的AES-91型核電廠環(huán)吊外,其余堆型的反應(yīng)堆廠房環(huán)吊均不需要操作燃料組件或者燃料運輸容器,被劃分為非安全級設(shè)備[1,3]。
AP1000核電廠中環(huán)吊的功能與絕大部分二代核電廠環(huán)吊類似,主要用于在停堆換料期間起升反應(yīng)堆壓力容器頂蓋、上部堆內(nèi)構(gòu)件、下部堆內(nèi)構(gòu)件等載荷。
但是AP1000核電廠對環(huán)吊的安全性提出了更高的要求,以避免環(huán)吊上的載荷跌落對反應(yīng)堆廠房內(nèi)安全相關(guān)設(shè)備造成損傷。AP1000核電廠環(huán)吊的承載部件被劃分為安全3級、其余部件被劃分為非核級。
3.2抗震分類
在二代核電廠中,除了田灣的AES-91型核電廠環(huán)吊外,其余堆型的反應(yīng)堆廠房環(huán)吊均劃分為非抗震類設(shè)備,但在規(guī)范書的相關(guān)章節(jié)補充了部分抗震方面的要求,主要包括以下三個方面[3]:
1)確保設(shè)備在設(shè)計基準(zhǔn)地震工況下,主要承載部件不被破壞;
2)地震發(fā)生時,設(shè)備橋架和小車不會從各自的軌道上跌落;
3)設(shè)計基準(zhǔn)地震后,設(shè)備經(jīng)過適當(dāng)?shù)臋z修,應(yīng)能繼續(xù)正常運行。
而AP1000核電廠環(huán)吊的承載部件被劃分為抗震I類,其余部件被劃分為抗震II類。在規(guī)范書的相應(yīng)章節(jié)也提出了結(jié)構(gòu)完整、零部件不跌落、維修后能投入使用等要求。
3.3使用工況
對于二代核電廠,在核電廠建造階段環(huán)吊需用于吊運蒸汽發(fā)生器、反應(yīng)堆壓力容器等重載物項,因而二代核電廠環(huán)吊需增設(shè)安裝小車,依靠安裝小車與運行小車聯(lián)動完成重載物項的吊裝,或者運行小車本身須滿足超載物項的吊裝需求[3]。
而AP1000核電廠在建造階段,蒸汽發(fā)生器、壓力容器的重載物項均通過核島廠房外重型履帶起重機吊裝,環(huán)吊僅用于在停堆換料期間吊運壓力容器頂蓋、上部堆內(nèi)構(gòu)件、下部堆內(nèi)構(gòu)件等物項。
但AP1000核電廠環(huán)吊需滿足潛在的蒸汽發(fā)生器更換需求,主要包括以下幾個方面:
1)環(huán)吊主梁應(yīng)具備承受蒸汽發(fā)生器更換載荷(約726 t)的能力;
2)由于AP1000核電廠采取了安全殼穹頂更換蒸汽發(fā)生器的方案,環(huán)吊主梁間距應(yīng)能容許蒸汽發(fā)生器從中通過;
3)主梁內(nèi)側(cè)應(yīng)設(shè)置托架,用作更換蒸汽發(fā)生器時的臨時支撐。
3.4抗震分析方法
二代核電廠環(huán)吊支撐于鋼筋混凝土廠房的牛腿之上,其抗震分析方法要點如下:
1)取環(huán)吊大車軌道標(biāo)高處的地震反應(yīng)譜作為輸入反應(yīng)譜;
2)取環(huán)吊大車軌道以上的部分作為待評價的力學(xué)模型;
3)取材料的屈服應(yīng)力作為許用值。
而AP1000核電廠環(huán)吊支撐于鋼安全殼筒體的箱型鋼梁上,環(huán)吊的抗震分析要求考慮鋼安全殼的柔性,因此其抗震分析采取以下方法:
1)取地面反應(yīng)譜作為輸入反應(yīng)譜;
2)取鋼安全殼與環(huán)吊的耦合模型作為待評價的力學(xué)模型;
3)依據(jù)ASME NOG-1取0.9倍材料屈服應(yīng)力作為許用值[4]。
此外,AP1000核電廠環(huán)吊還要求考慮以下因素:
1)地震工況下環(huán)吊沿軌道的滾動或滑動效應(yīng),以及輪緣限值下軌道法向滑動效應(yīng);
2)如果環(huán)吊反應(yīng)譜分析結(jié)果表明地震工況下鋼絲繩會發(fā)生松弛,應(yīng)根據(jù)ASME NOG-1第4154節(jié)的要求對松弛鋼絲繩作非線性時程分析。
3.5起升機構(gòu)承載構(gòu)件強度設(shè)計
二代核電廠環(huán)吊主要遵照GB/T 3811《起重機設(shè)計規(guī)范》、EJ 801《核電廠專用起重機設(shè)計準(zhǔn)則》以及俄羅斯環(huán)吊標(biāo)準(zhǔn)NP043-03等國內(nèi)外標(biāo)準(zhǔn)執(zhí)行,其對起升機構(gòu)承載構(gòu)件的強度要求如表2所示[5-7]。
表2 二代核電廠環(huán)吊起升機構(gòu)承載構(gòu)件強度要求
注:σs為屈服強度,σb為抗拉強度。
AP1000核電廠環(huán)吊設(shè)計主要遵照CMAA 70、NRC NUREG-0554執(zhí)行,同時參照ASME NOG-1抗震分析方面的補充要求[4,9],其對起升機構(gòu)承載構(gòu)件的強度要求如表3所示。
表3AP1000環(huán)吊起升機構(gòu)承載構(gòu)件強度要求
標(biāo)準(zhǔn)起升機構(gòu)承載構(gòu)件強度要求CMAA701類載荷,σ<0.6σs=σs/1.672類載荷,σ<0.66σs=σs/1.523類載荷,σ<0.75σs=σs/1.34NUREG0554第4.3節(jié):能承受200%最大危險載荷(Maxi-mumCriticalLoad,MCL),即σ<0.3σs=σs/3.33
由以上對比可知,AP1000核電廠環(huán)吊的起升機構(gòu)承載構(gòu)件強度要求高于二代核電廠環(huán)吊的要求,在國產(chǎn)化的過程中應(yīng)按較高要求執(zhí)行。
3.6起升機構(gòu)布置形式
二代核電廠環(huán)吊與AP1000核電廠環(huán)吊的起升機構(gòu)均需滿足單一故障保護(hù)的要求,但是采取了不同的結(jié)構(gòu)形式。幾種主要的結(jié)構(gòu)形式表4所示[9-10]。
表4 二代核電廠環(huán)吊典型起升機構(gòu)布置形式
ASME NOG-1中要求單一故障保護(hù)起重機的起升機構(gòu)應(yīng)為單套驅(qū)動型或者雙套驅(qū)動型。ASME NOG-1推薦的單套驅(qū)動型如圖1所示,雙套驅(qū)動型如圖2所示,可見其與二代核電廠環(huán)吊起升機構(gòu)的布置形式類似,兩者具有相當(dāng)?shù)陌踩浴?/p>
4總結(jié)
AP1000核電廠環(huán)吊的主要技術(shù)參數(shù)與百萬千瓦級二代核電廠環(huán)吊相當(dāng),但對起升高度和主梁承載能力提出了更高的要求。在AP1000核電廠環(huán)吊國產(chǎn)化過程中應(yīng)關(guān)注以下特點:
1)設(shè)計分級更高:承載部件被劃分為安全3級,抗震I類,其余部件被劃分為非安全級、抗震II類;
2)使用工況不同:不要求在核電廠建造階段吊裝蒸汽發(fā)生器、壓力容器等重載物項,但要求滿足潛在的蒸汽發(fā)生器更換需求;
3)抗震分析要求更高:抗震分析需考慮鋼安全殼的柔性,取地面反應(yīng)譜對環(huán)吊與鋼安全殼的耦合力學(xué)模型進(jìn)行分析;
4)起升機構(gòu)承載構(gòu)件強度要求更高:根據(jù)NUREG-0554應(yīng)能承受兩倍最大危險載荷;
5)起升機構(gòu)單一故障保護(hù):允許采用單套驅(qū)動型或雙套驅(qū)動型布置形式。
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中圖分類號:TL48
文獻(xiàn)標(biāo)識碼:A
文章編號:1002-6886(2016)03-0062-04
基金項目:CAP1400核島重大設(shè)備設(shè)計技術(shù)研究(2011ZX06002-002)。
作者簡介:翁晨陽(1984-),男,漢族,江蘇海安人,工程師,碩士研究生,現(xiàn)從事核電廠裝換料工藝專業(yè)及起重運輸專業(yè)設(shè)計工作。
收稿日期:2015-10-27
Technical requirements for the localization of AP1000 polar crane for nuclear power plants
WENG Chenyang, CAO Yanfang
Abstract:Due to the differences in design ideas and standards, there exists considerable differences between the technical requirements of AP1000 polar crane and that of the second generation polar crane for nuclear power plants. Through analysis of the main technical parameters, safety classification, anti-seismic category, operating conditions, anti-seismic method, hoisting structure strength and hoisting structure arrangement of AP1000 polar crane, we cleared the main technical requirements for the localization of AP1000 polar crane, which would benefit further exploration of the localization of AP1000 polar crane.
Keywords:AP1000; polar crane; localization; technical requirements