AP1000核电厂环吊国产化技术要求分析*

翁晨阳，曹艳芳

(上海核工程研究设计院，上海200233)



AP1000核电厂环吊国产化技术要求分析*

翁晨阳，曹艳芳

(上海核工程研究设计院，上海200233)

摘要：由于核电厂总设计理念以及起重机标准的差异，AP1000环吊的技术要求与二代核电厂环吊之间存在显著差异。通过对AP1000环吊的主要技术参数、安全分级、抗震分类、使用工况、抗震分析方法、起升机构强度设计、起升机构布置形式等方面的要求进行梳理和分析，明确了AP1000环吊国产化的主要技术要求，为AP1000环吊的设备国产化作了有益的尝试和探索。

关键词:AP1000环吊国产化技术要求

1概述

从20世纪80年代中期以来，国际核能界广泛开展第三代核电技术的研发，取得多项具有工程实用价值的成果，AP600/AP1000是其中的一种。AP系列的主要特征是采用非能动安全原理，使核电厂的系统、设备、构筑物大幅度简化，安全性、可靠性、经济性大幅度提升[1-2]。

我国通过第三代核电自主化依托项目从美国西屋公司引进4台AP1000机组，分别位于浙江三门与山东海阳。在引进消化吸收的基础上，我国还正在开发国产化的CAP1000堆型以及具有自主知识产权的CAP1400堆型。

为降低机组的整体造价，并结合中国国内核电产业技术的成熟性，CAP1000堆型以及CAP1400堆型设备将主要由国内供货，反应堆厂房环吊即为国内负责供货的国产化核岛主设备之一。

由于中美两国核电厂设计理念、采用的标准体系存在较大的差异，AP1000核电厂环吊的国产化给国内的设计院以及制造厂的设计和制造提出了新的挑战。本文将梳理AP1000核电厂环吊的主要技术参数，分析AP1000核电厂环吊的主要特点，并在此基础上总结AP1000核电厂环吊国产化的主要技术要求。

2AP1000环吊的主要技术参数

AP1000环吊的主要技术参数如下[1]：

环吊主起升机构：～215.5 t，起升高度41.7 m；环吊副起升机构：22.7 t，起升高度43.3 m；环吊跨度为37.8 m，轨距为8.534 m；环吊主梁承载能力约为726 t。

在正常工况下工作级别为CMAA “C”级，在蒸汽发生器更换工况下为CMAA “A”级。

环吊起升速度、小车运行速度以及大车运行速度均在ASME NOG-1推荐的范围之内。

AP1000环吊的主要技术参数与百万千瓦级二代核电厂环吊(以田湾AES-91堆型环吊为例[3])的对比如表1所示。可见两者跨度、起重量相当，但AP1000环吊具有更高的起升高度，且要求更高的主梁承载能力。

表1AP1000与AES-91环吊技术参数对比

项 目AP1000AES-91跨度/m37.841.5起重量/t主钩215.5205副钩22.732起升高度/m主钩41.732副钩43.334主梁最大承载能力/t360726

3AP1000环吊的主要特点

3.1安全分级

在二代核电厂中，除了田湾的AES-91型核电厂环吊外，其余堆型的反应堆厂房环吊均不需要操作燃料组件或者燃料运输容器，被划分为非安全级设备[1,3]。

AP1000核电厂中环吊的功能与绝大部分二代核电厂环吊类似，主要用于在停堆换料期间起升反应堆压力容器顶盖、上部堆内构件、下部堆内构件等载荷。

但是AP1000核电厂对环吊的安全性提出了更高的要求，以避免环吊上的载荷跌落对反应堆厂房内安全相关设备造成损伤。AP1000核电厂环吊的承载部件被划分为安全3级、其余部件被划分为非核级。

3.2抗震分类

在二代核电厂中，除了田湾的AES-91型核电厂环吊外，其余堆型的反应堆厂房环吊均划分为非抗震类设备，但在规范书的相关章节补充了部分抗震方面的要求，主要包括以下三个方面[3]：

1)确保设备在设计基准地震工况下，主要承载部件不被破坏；

2)地震发生时，设备桥架和小车不会从各自的轨道上跌落；

3)设计基准地震后，设备经过适当的检修，应能继续正常运行。

而AP1000核电厂环吊的承载部件被划分为抗震I类，其余部件被划分为抗震II类。在规范书的相应章节也提出了结构完整、零部件不跌落、维修后能投入使用等要求。

3.3使用工况

对于二代核电厂，在核电厂建造阶段环吊需用于吊运蒸汽发生器、反应堆压力容器等重载物项，因而二代核电厂环吊需增设安装小车，依靠安装小车与运行小车联动完成重载物项的吊装，或者运行小车本身须满足超载物项的吊装需求[3]。

而AP1000核电厂在建造阶段，蒸汽发生器、压力容器的重载物项均通过核岛厂房外重型履带起重机吊装，环吊仅用于在停堆换料期间吊运压力容器顶盖、上部堆内构件、下部堆内构件等物项。

但AP1000核电厂环吊需满足潜在的蒸汽发生器更换需求，主要包括以下几个方面：

1)环吊主梁应具备承受蒸汽发生器更换载荷(约726 t)的能力；

2)由于AP1000核电厂采取了安全壳穹顶更换蒸汽发生器的方案，环吊主梁间距应能容许蒸汽发生器从中通过；

3)主梁内侧应设置托架，用作更换蒸汽发生器时的临时支撑。

3.4抗震分析方法

二代核电厂环吊支撑于钢筋混凝土厂房的牛腿之上，其抗震分析方法要点如下：

1)取环吊大车轨道标高处的地震反应谱作为输入反应谱；

2)取环吊大车轨道以上的部分作为待评价的力学模型；

3)取材料的屈服应力作为许用值。

而AP1000核电厂环吊支撑于钢安全壳筒体的箱型钢梁上，环吊的抗震分析要求考虑钢安全壳的柔性，因此其抗震分析采取以下方法：

1)取地面反应谱作为输入反应谱；

2)取钢安全壳与环吊的耦合模型作为待评价的力学模型；

3)依据ASME NOG-1取0.9倍材料屈服应力作为许用值[4]。

此外，AP1000核电厂环吊还要求考虑以下因素：

1)地震工况下环吊沿轨道的滚动或滑动效应，以及轮缘限值下轨道法向滑动效应；

2)如果环吊反应谱分析结果表明地震工况下钢丝绳会发生松弛，应根据ASME NOG-1第4154节的要求对松弛钢丝绳作非线性时程分析。

3.5起升机构承载构件强度设计

二代核电厂环吊主要遵照GB/T 3811《起重机设计规范》、EJ 801《核电厂专用起重机设计准则》以及俄罗斯环吊标准NP043-03等国内外标准执行，其对起升机构承载构件的强度要求如表2所示[5-7]。

表2　二代核电厂环吊起升机构承载构件强度要求

注：σs为屈服强度，σb为抗拉强度。

AP1000核电厂环吊设计主要遵照CMAA 70、NRC NUREG-0554执行，同时参照ASME NOG-1抗震分析方面的补充要求[4，9]，其对起升机构承载构件的强度要求如表3所示。

表3AP1000环吊起升机构承载构件强度要求

标准起升机构承载构件强度要求CMAA701类载荷,σ<0.6σs=σs/1.672类载荷,σ<0.66σs=σs/1.523类载荷,σ<0.75σs=σs/1.34NUREG0554第4.3节:能承受200%最大危险载荷(Maxi-mumCriticalLoad,MCL),即σ<0.3σs=σs/3.33

由以上对比可知，AP1000核电厂环吊的起升机构承载构件强度要求高于二代核电厂环吊的要求，在国产化的过程中应按较高要求执行。

3.6起升机构布置形式

二代核电厂环吊与AP1000核电厂环吊的起升机构均需满足单一故障保护的要求，但是采取了不同的结构形式。几种主要的结构形式表4所示[9-10]。

表4　二代核电厂环吊典型起升机构布置形式

ASME NOG-1中要求单一故障保护起重机的起升机构应为单套驱动型或者双套驱动型。ASME NOG-1推荐的单套驱动型如图1所示，双套驱动型如图2所示，可见其与二代核电厂环吊起升机构的布置形式类似，两者具有相当的安全性。

4总结

AP1000核电厂环吊的主要技术参数与百万千瓦级二代核电厂环吊相当，但对起升高度和主梁承载能力提出了更高的要求。在AP1000核电厂环吊国产化过程中应关注以下特点：

1)设计分级更高：承载部件被划分为安全3级，抗震I类，其余部件被划分为非安全级、抗震II类；

2)使用工况不同：不要求在核电厂建造阶段吊装蒸汽发生器、压力容器等重载物项，但要求满足潜在的蒸汽发生器更换需求；

3)抗震分析要求更高：抗震分析需考虑钢安全壳的柔性，取地面反应谱对环吊与钢安全壳的耦合力学模型进行分析；

4)起升机构承载构件强度要求更高：根据NUREG-0554应能承受两倍最大危险载荷；

5)起升机构单一故障保护：允许采用单套驱动型或双套驱动型布置形式。

参考文献

[1]郑明光，杜圣华. 压水堆核电站工程设计 [M]. 上海: 上海科学技术出版社, 2013.

[2]孙汉虹. 第三代核电技术AP1000 [M]. 北京: 中国电力出版社, 2009.

[3]姜百文, 马援东. AES-91型核电机组环吊国产化技术方案 [J].核动力工程，2012，33(4): 64-66.

[4]American Society of Mechanical Engineers. Rules for Construction of Overhead and Gantry Cranes (Top Running Bridge, Multiple Girder): ASME NOG-1-2010 [S]. ASME, 2010.

[5]中国国家标准化委员会. 起重机设计规范:GB/T 3811 [S].中国标准化出版社，2008.

[6]核能利用工程项目吊车的安装和安全运行要求:NP-043-03 [S]. 2003.

[7]中华人民共和国核行业标准.核电厂专用起重机设计准则:EJ/T801 [S].中国核工业总公司，1994.

[8]Crane Manufacturers Association of America. Specification for Top Running Bridge and Gantry type Multiple Girder Electric Overhead Traveling Cranes: CMAA 70[S]. CMAA ,1999.

[9]曲德辉, 李小辉, 王勇, 等. 桥式起重机的单一故障保护分析 [J].中国机械，2014(7)184.[10]贺小明，奚梅英，翁晨阳. 核电厂桥、门式起重机防单一故障特性要求 [J]. 起重运输机械, 2012 (9)88-94.

中图分类号：TL48

文献标识码：A

文章编号：1002-6886(2016)03-0062-04

基金项目：CAP1400核岛重大设备设计技术研究(2011ZX06002-002)。

作者简介：翁晨阳(1984-)，男，汉族，江苏海安人，工程师，硕士研究生，现从事核电厂装换料工艺专业及起重运输专业设计工作。

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