核电厂反应堆厂房筏基钢筋笼模块化施工技术

国外核电站筏基钢筋笼模块化技术

核电工程采用模块化技术可以追溯到20世纪80年代初期，美国Bechtel公司计划将核潜艇模块化建造的成功经验应用于核电工程，并进行了大量的基础研究。此后Bechtel公司将模块化设计和建造理念推向正在大力发展核电的日本，与日立公司一起进行核电工程模块化技术的应用研究和试验。

在日立公司参与的日本23台沸水堆(boiling water reactors,BWR)及先进型沸水堆(advanced boiling water reactors,ABWR)核电机组中的16台机组的设计、建造中，模块化设计的模块数由最初(80年代)的18个增加到按ABWR核电机组设计的235个，其中包括筏基钢筋笼模块,(直径为43 m,高为4. 5 m、总质量为650 t)。筏基钢筋笼模块化施工技术的采用为ABWR核电机组48个月标准工期的实现做出了贡献。日本是核电工程模块化施工技术最成熟、应用范围最广的国家。

筏基钢筋笼概况及施工现状

反应堆厂房筏基为半径19. 75 m，厚5. 50 m的圆柱体，其上部设计成环向截锥体。筏基内设有7层钢筋网片，每层钢筋网片分别由中间正交钢筋网片和边部环向与径向钢筋网片组成。各层钢筋之间布置竖向钢筋，截锥体处布置斜向钢筋，圆周向布置预应力钢管。筏基分5层浇筑，分层标高及各层的钢筋网片如表1所示。钢筋总用量约为1 150 t，其中网片钢筋为670 t,竖向钢筋及加强筋为480 t。

在建核电站一般都采用A,B,C层现场整体绑扎钢筋，3层1次浇筑混凝土，待其达到一定强度后，再绑扎D层钢筋，浇筑D层混凝土，依此类推，完成全部浇筑的方法。此法工期约为150天(不含A,B,C层筏基钢筋笼45天的绑扎时间)。

筏基钢筋笼4种模块化设计方案

筏基钢筋笼模块化设计研究的原则是:在尽可能少地改变原有设计的基础上，研究实施模块化施工的可行性并提出设计方案。实施模块化施工的目的是将钢筋绑扎工序由现场改为场外，再整体吊装就位，使在筏基基础开挖的同时绑扎钢筋笼成为可能，从而缩短建设工期。结合工程实际需要，考虑现有施工水平及借鉴日本实施钢衬里模块化施工的成功经验，提出如下先易后难的4种方案。

1.单层钢筋网片预制模块(方案一)

一10. 00 m标高钢筋网片为1个模块，场外绑扎。整体模块吊装就位后，在现场绑扎斜向钢筋、竖向钢筋、预应力钢管及刚性马橙筋等。同时在场外绑扎一8. 80 m层钢筋网片，也作为1个模块，绑扎好后吊装就位。如上所述依次预制、吊装、现场绑扎，完成-7. 00, -6.20 m层钢筋网片模块施工。上部筏基采用现场绑扎钢筋的方式施工。

优点:设计改动小，能够缩短工期，容易实施，施工顺序及场地利用合理。

缺点:工期相对缩短较少，同一时段需要增加施工人员。

2. A,B,C层整体预制成模块(方案二)

一10.00, -8. 80, -7.00, -6.20 m标高钢筋网片及竖向钢筋场外整体预制成模块，待场地达到施工要求时将该钢筋笼模块整体吊装就位。D,E层采用现场绑扎钢筋方式。

优点:缩短工期较多。

缺点:钢筋笼质量约935 t，对吊车要求高。竖向预应力喇叭口与钢筋笼中预应力钢管的对接精度要求高。

3. A,B,C层中心正交钢筋笼预制成整体模块，环向钢筋笼预制成分模块(方案三)

将A,B,C层中间正交钢筋笼场外绑扎，预制成整体模块，环向钢筋笼场外预制成4个分模块。待场地达到施工要求后先吊装就位中间正交钢筋笼整体模块，再分别吊装4个环向钢筋笼分模块。D,E层采用现场绑扎钢筋的方式。

优点:可缩短工期，便于周围预应力管束施工，吊具直径小，最大吊装质量为340 t。

缺点:先吊装中心钢筋笼，致使环向钢筋笼安装有一定难度。

4.筏基钢筋笼整体预制成模块(方案四)

筏基钢筋笼(包括所有钢筋)场外整体预制成模块，待场地达到施工要求时，整体1次吊装就位，1次浇筑混凝土。

优点:可以最大程度地缩短工期。

缺点:整体钢筋笼质量近1 200 t，需要大吨位吊车。预应力管束就位对接精度要求高。钢衬里底板支撑系统需要整体绑扎就位，内部仪表等需要预先安装，增加了施工难度。

计算方法

考虑到D级、断层等地基材料具有强烈的非线性特性，分别采用增量线性静力有限元方法和等效线性动力有限元方法来进行结构一地基系统的初始应力分析和地震反应分析。并且，在初始应力计算中，通过对地基的开挖与填筑、电站建筑物建造过程的模拟来考虑这些因素对初始应力的影响。地震反应分析采用SuperFLUSH通用软件。该软件具有以下特点:利用等效线性方法考虑地基剪切模量与阻尼比随剪应变的非线性变化关系;采用频域复反应法计算地震激励响应，通过傅里叶逆变换来求时域响应;模型两侧可设置能量传递边界、底部可设置劲性边界，以较好地模拟波动的逸散效应。

有限元模型

地基和上部结构均属三维问题。考虑到地质条件的复杂性和不确定性，同时为了减少计算工作量，故一般按二维问题来处理。如图《有限元模型》上述，地基左右两侧及深度方向各取反应堆厂房基础横截面尺寸的两倍左右的计算范围。有限元模型底面采用半无限地基劲性边界，侧面采用能量传递边界。为了能够较真实地反映地震过程中核电站上部结构对基础板的约束作用，采用杆件单元、固体单元和集中质量组合来模拟核电站上部结构，其材料特性通过与集中质量模型具有同等振动模态特性的条件来确定。

土-结构相互作用计算分析方法

土-结构相互作用分析经过几十年的发展，形成了很多分析方法。按对结构系统不同的处理方法，可以划分为直接法和子结构法。直接法和子结构法是各相关学科分析相互作用时较常用的方法，具有概念清晰、物理意交明确的价点。

1.直接法

所谓直接法，就是将场地土、基础和上部厂房结构看作一个整体一并计算。直接法通常采用数值法或半解析法求解，常用的数值法或半解析法主要有有限元法、无穷元法等。地震动输入应使基岩露头处自由场地表面的地震动达到要求的设计值，在计算模型底部垂直输入设计地震加速度的一半，则自由地面的地震加速度达到设计值。地震波动的输入是通过粘弹性边界和等效荷载共同实现的，作用在于模拟实际波场的应力边界条件，通过完全积分法进行求解，一步即可求得上部厂房结构节点的绝对响应。

2.子结构法

所谓子结构法，就是将地基和上部厂房结构看作两个或者多个子结构，对每个子结构独立地进行分析。一般步骤是，首先用解析方法或者其他数值方法求得无限地基的动力刚度，然后将结构一地基交界面上的相互作用力-位移关系代入到结构的运动方程中进行求解。这种方法的关键就是求解地基的动力刚度。 2100433B

本标准规定了压水堆核电厂反应堆厂房内部结构施工和质量验收要求。本标准适用于压水堆核电厂反应堆厂房内部结构施工和质量验收。

反应堆厂房安全壳为预应力钢筋混凝土结构，为一最大半径20m，总高70.35m的圆筒体。安全壳筒体内表面为一道保证气密性的封闭的碳钢板钢衬里，外表面为清水混凝土面。安全壳主要由预应力环廊、底板、筒身、环梁和穹顶五部份组成。环廊标高-13.15m～-10.00m，底板标高-10.00m～-3.90m，筒身标高-4.5m～44.83m，环梁顶标高到50.35m，穹顶顶标高到57.20m。

反应堆厂房安全壳底板平面呈圆形，最大外围直径39.5m，最底标高-10.0m，最高标高-3.9m，底板上表面为一层封闭的钢衬里。在底板-7.000m标高，与核燃料厂房对应部位，有一吸水管通道，吸水管通道中的吸水管上端与内部结构相通，下端与燃料厂房相通。反应堆厂房底板与周边核岛厂房底板之间通过设计留置的50mm宽伸缩缝隔开。

反应堆厂房安全壳筒身底标高-4.5m，顶标高 44.83m，全高49.33m，可分成两部份，-4.5m～-0.5m为一内径34.6m～37m，外径38.8m的截锥形筒体（即所称的截锥体），-0.5m～ 44.83m为一内径37m、外径38.8m的圆柱形筒体。筒身上有应急人员闸门（Φ2940mm，中心标高1.15m），人员闸门（Φ2940mm，中心标高9.15m），设备闸门（Φ7432mm，中心标高22.90m）这三个大闸门，以及一百多个大小不等的贯穿件，还埋设有各种大小不等的预埋件和预应力导管。在筒身上还有四个宽4.32m、凸出筒壁0.56m的扶壁柱，用以锚固安全壳水平预应力钢束。这四个扶壁柱在筒身上互成100.0g，其中1#反应堆厂房安全壳的四个扶壁柱分别位于筒身6.666g、106.666g、206.666g和306.666g位置，2#反应堆厂房安全壳的四个扶壁柱分别位于筒身50.000g、150.000g、250.000g和350.000g位置。

反应堆厂房安全壳环梁内侧为钢衬里，钢衬里的曲率半径6m，底标高44.83m，顶标高49.147m，为一球带体的球面，结构混凝土施工时也作环梁的内模。环梁混凝土结构外围半径20m，凸出筒壁0.6m，上部顶标高50.35m，女儿墙顶标高51.4m，在女儿墙顶安装有安全壳观测用吊篮的环形轨道。环梁顶部与穹顶表面相交处有一道环形雨水天沟，雨水天沟底安装有6处排水管，排水管从环梁外侧的中部伸出，与筒身外的竖向雨水管相联。环梁为筒身顶部和穹顶的连接部份，在环梁外侧和顶部均安装有预应力张拉锚固系统（即喇叭口），主要用以张拉和锚固安全壳穹顶预应力钢束和竖向预应力钢束。

反应堆厂房安全壳穹顶内侧为钢衬里，钢衬里的曲率半径24m，底标高49.147m，穹顶高6.733m，为一球缺体的球面，混凝土施工时也作为穹顶的底模。穹顶混凝土结构外表面在半径12.650m以下为一圆台面，半径12.650m以上为一半径24.8m的球缺面。穹顶混凝土结构顶标高57.2m，最薄处厚0.8m，穹顶内主要埋设有三层网状预应力导管，三层导管之间夹角为120°。穹顶表面预埋了一些预埋件和防雷接地网用的锚固插孔，锚固插孔用来安装安全壳的防雷接地网。在穹顶表面51.4m标高处，有一圈660mm宽的小平台，平台上装有与女儿墙顶面相对应的环形轨道，在两轨道上安装的是安全壳观测用吊篮。在穹顶表面还有一道混凝土斜道，从小平台直通到穹顶最顶部。

反应堆厂房安全壳内表面所覆盖的钢衬里为碳钢，厚6mm，在安全壳施工时作为永久性模板。钢衬里与混凝土的接触面配有纵横方向的加强肋条，并有全面积均匀分布的锚固钉，以保证与安全壳底板、筒体和穹顶结构混凝土有效锚固。底部钢衬里板上方还设有焊缝保护和检查槽及保护层。在安全壳筒身钢衬里上设有众多的贯穿件（167个）和环吊牛腿托架（36个）等。底板、筒身钢衬里随着施工进度现场逐块拼装，穹顶钢衬里重约173吨，先在地上拼装好并安装好安全喷淋系统管道，然后进行整体吊装。

反应堆厂房安全壳预应力系统设计为后张法有粘结预应力体系。预应力钢束按其所在位置分为竖向束、水平束、穹顶束，总计541束。其中竖向束(36T16)144束，每束从预应力廊道预制盖板底面到环梁顶面，竖向贯穿安全壳底板、筒身和环梁，水平束沿筒体圆周分布,水平束(19T16)223，分布在筒体标高-4.50到45.61m间，有内外两层，穹顶束(19T16)174束，网状分布在穹顶和环梁内，有上中下三层。竖向束导管用Ф140钢管，穹顶束及部分水平束（绕开孔洞部份）导管用Ф102钢管，水平束导管用直径为95mm的半刚性薄壁波纹镀锌钢管。全部钢束在预应力张拉后在套管内都加压注入水泥浆以防止空气腐蚀，仅在1#、2#反应堆厂房每90°留出一根竖向钢束，各4根，套管内灌注特种油，以进行长期观察和测量。

反应堆厂房安全壳永久性仪表：安全壳中埋设了六套测量系统，分别是：地形水准测量系统、筏基水准盒测量系统、铅垂线测量系统、声频应变计测量系统、热电偶温度测量系统、预应力拉力损失测力计。

k) 反应堆厂房安全壳混凝土采用PS40及PI40型。安全壳混凝土采取分层分段的施工方法，混凝土施工环廊及底板采用泵送混凝土施工工艺，筒身、环梁及穹顶采用泵送和塔吊吊斗浇筑相结合的混凝土施工工艺。2100433B

沸水堆厂房的特点是在安全壳内设一干井，反应堆即安装在此井内。

干井的作用是：①承受失水事故瞬态压力，并通过排汽管将汽水混合物导入抑压水池；②提供屏蔽，使运行维修人员能在反应堆运行时进入安全壳内干井以外地区；③对失水事故时可能发生的甩管、水流冲击和飞射物提供防护，以保护安全壳。干井顶部有一钢制密封顶，但可拆卸以便进行换料检修。

沸水堆的安全壳与压水堆的类似，但其底部设有抑压水池。紧靠反应堆厂房设置燃料厂房和辅助厂房。