李達

摘 要：核電工程項目建設中，大型模塊吊裝的變形控制一直以來是工程管理的重點和難點，某核電項目在CA03模塊吊裝過程中由于模塊迎風面大、吊裝高度高、吊裝空間狹小，出現(xiàn)了模塊吊裝變形超差的問題。本文對CA03模塊的安裝過程進行了簡要介紹，分析了吊裝變形問題的成因及其可能造成的潛在影響。后續(xù)類似安裝工程需根據(jù)設備特征、場地特征和施工環(huán)境等多方面因素，提前制定防止模塊吊裝發(fā)生變形的措施。

關(guān)鍵詞：核電 核島 CAO3模塊 吊裝

中圖分類號：TU758 文獻標識碼：A 文章編號：1672-3791（2018）10（b）-0055-02

1 CA03模塊概況

CA03模塊是三代核電技術(shù)AP1000核島反應堆廠房內(nèi)安全殼內(nèi)置換料水箱[1]的部分墻體。其由17個雙相不銹鋼板和型鋼[2]構(gòu)成的子模塊焊接而成，形狀如圖1所示。該模塊直立高達13m，弦長達36m，弧高達14m，結(jié)構(gòu)裸重達191t，就位底標高為 96。

2 CA03模塊的安裝

CA03模塊提前在核島臨建CA組裝平臺上進行組裝，將17個子模塊采用X坡口全熔對接焊縫連接。組裝完成后，采用液壓板車連同底座整體運輸至核島吊裝場地，使用大型吊車整體吊裝就位，通過儀器測量校正，并固定于核島預埋件上，吊裝流程如圖2所示。

3 吊裝變形問題與分析

某核電項目在將CA03模塊整體吊入核島后，發(fā)現(xiàn)CA03模塊向內(nèi)收縮，部分子模塊位置偏差達11～12cm。為糾正尺寸偏差，現(xiàn)場使用千斤頂、限位塊和手拉葫蘆等工具對CA03模塊進行了矯正，使尺寸偏差基本滿足設計方要求。但設計方認為：CA03模塊在機械矯正過程中可能有較大的局部変形，存在過應力及主焊縫缺陷。為驗證上述問題，現(xiàn)場按設計要求進行了PT檢測和局部硬度測試，未發(fā)現(xiàn)缺陷。隨后又進行了拆除約束（包括千斤頂、倒鏈、限位擋塊）及模塊自由回彈過程中的應力、應變測試，結(jié)果顯示最大應力垂直方向為216MPa，水平方向為-231MPa，低于組件的許用應力。最終該超差尺寸被設計方批準接受。

對造成該島CAO3模塊超差的原因進行了分析，主要包括如下幾方面。

（1）CA03模塊為雙相不銹鋼材質(zhì)，此類材料不能采用加熱矯正，且韌性較好，機械矯正難度較大。因此，在焊接過程中較難控制焊接變形，且一旦變形就很難矯正。在模塊組裝焊接過程中，必然也存在焊接變形應力，模塊組裝完成在進行轉(zhuǎn)場時，需拆除組裝工裝的剛性約束，這將導致殘余焊接應力的釋放，易引發(fā)模塊變形[3]。

（2）現(xiàn)場施工組織出現(xiàn)問題，組裝廠地和吊裝場地存在沖突等意外因素，使得該模塊經(jīng)歷了多次轉(zhuǎn)場和吊裝。由于CA03模塊為半圓形敞口結(jié)構(gòu)，缺乏結(jié)構(gòu)穩(wěn)定性，在多次轉(zhuǎn)場和吊裝過程中未進行足夠的約束支撐，極易產(chǎn)生變形。

（3）按照設計方要求CA03組裝和吊裝的允許公差為±3.2mm，對于CA03這種大型鋼結(jié)構(gòu)模塊來說，以國內(nèi)現(xiàn)有的施工工藝，，該允差要求偏高，疊加吊裝過程中的變形、焊接變形、組裝和吊裝過程中的累計變形，極易突破。

現(xiàn)從以下幾個方面分析該核島CAO3模塊超差及其處理措施所帶來的影響。

（1）吊裝及機械矯正帶來的缺陷。

應設計方要求對組件進行二次PT檢查結(jié)果顯示，矯正后未發(fā)現(xiàn)有影響結(jié)構(gòu)強度的細微裂紋。

（2）殘余應力。

CA03模塊拆除工裝，自由回彈情況下，殘余應力已基本釋放，不會導致應力腐蝕，而且雙相不銹鋼相比奧氏體不銹鋼，對應力腐蝕不敏感。

（3）矯正時的過應力。

未排除矯正時是否存在過應力，現(xiàn)場拆除了約束工裝，對應力、應變進行診斷試驗，結(jié)果證明機械矯正過程中的應力未超過許用應力。

（4）與其它模塊的連接。

CA03的子模塊CA03_01在水平方向與CA01的子模塊CA01_22呈局部插接+角焊縫連接，垂直方形與CA55、CA56及CA57模塊連接。CA01模塊已完成就位，CA03超差將導致與CA01位置沖突，無法直接施焊。從現(xiàn)場復測的尺寸超差來看，CA03_01子模塊的尺寸偏差很小，在現(xiàn)場調(diào)整時，也是先保證CA03模塊與CA01模塊的正常連接為前提進行調(diào)整，所以CA03模塊與CA01模塊的連接未受影響。而CA55、CA56、CA57模塊安裝就位于CA03模塊的鋼托架上，采用螺栓固定，CA03超差將導致這些模塊位置沖突，因這些模塊安裝就位在CA03之后，可根據(jù)實測尺寸，對CA55、56、57的尺寸進行調(diào)整，使之與CA03模塊實際尺寸相匹配。

（5）換料水儲存箱容積的變化。

現(xiàn)場對現(xiàn)有尺寸進行了測量，估算出該尺寸偏差會導致?lián)Q料水箱容積減少5m3，僅為設計容量2132m3的0.2%，在設計裕量范圍內(nèi)。

參考文獻

[1] 孫漢虹.第三代核電技術(shù)AP1000[M].北京：中國電力出版社，2010.

[2] 臧希年，申世飛.核電廠系統(tǒng)及設備[M].北京：清華大學出版社，2003.

[3] 中廣核工程有限公司.核電廠金屬材料手冊[M].北京：中國電力出版社，2017.