能源研究与信息  2014, Vol. 30 Issue (4): 218-223   PDF    
CAP1400安全壳和模块整体出厂时大件码头及场内设施改造方案分析
翟新军, 陈启霞, 葛彬, 李伟, 朱玉璧    
国核工程有限公司, 上海 200233
摘要:从CAP1400核电钢制安全壳和模块整体出厂的构想尚存在诸多不确定因素切入,按照模块整体出厂参数,依据已审批的3 000~5 000 t级核电站码头初步设计资料、SG浮吊卸货运输方案、拟采用18 000 t 级半潜船运输构想、重件道路等场内设施初步设计参数,对码头、场内设施等设计方案按照理想状态同比例放大航道、港池、码头、重件道路等参数建立模型,进行模块整体出厂的改造分析.经过对船型参数、航道、港池、码头、场内设施详细的技术与经济对比分析,对模块整体出厂从理论、安全、技术、经济等方面给出了切合实际的建议.
关键词CAP1400     CA/CV模块     整体出厂     大件码头     场内设施     改造分析    
Modification scheme of heavy components wharf and site facilities for releasing of CAP1400 containment and CA/CV modules in its whole from the fabrication shop
ZHAI Xin-jun, CHEN Qi-xia, GE Bin, LI Wei, ZHU Yu-bi    
State Nuclear Power Engineering Company, Shanghai 200233, China
Abstract: With the idea of CAP1400 containment and CA/CV modules in its entirety released from the fabrication shop, there are some uncertainties in this scheme. Based on the parameters of CA/CV modules, the approved drawings for heavy components wharfs of 3 000 t to 5 000 t nuclear power plant, SG offloading (using a float crane), transportation schemes, the concept of 18 000 t semisubmersible barge, and the preliminary design parameters of site facilities, the heavy components wharf and site facilities were magnified proportionally according to the design scheme. The parameters of the sea routes, dock basin and wharfs were employed to construct the model to analyze the modification scheme of the entirety module releasing. With the technical and economical comparison and analysis, the advices on the theory, safety, techniques and cost-effectiveness shipping of CAP1400 CA/CV modules in its whole can be given.
Key words: CAP1400     CA/CV module     assembled shipment     heavy-cargo wharf     site facility     transformation analysis    

目前,依托美国Westinghosue公司的世界上最先进的第三代AP1000非能动核电技术的核电站正在浙江三门、山东海阳等地建设.浙江三门AP1000核电机组是全球首台[1].通过对AP1000核电技术的引进、消化、吸收及再创新,全面掌握AP1000核电关键设计技术、关键设备材料制造技术和关键建造技术[2],形成中国核电技术品牌是国家科技重大专项课题的任务之一.同时,基于AP1000核电技术的 CAP1400/1700核电研发、应用、推广及自主创新,形成具有完全自主知识产权的CAP1400/1700先进非能动核电技术更是国家科技重大专项课题的研究重点.

世界上在建的8台AP1000核电机组的安全壳(CV)和模块(CA)均以设备散件形式运输到核电厂现场后拼装.由于受现场气候、场地、起吊设施、手工焊接、施工人员、施工技术等因素的影响,利用设备制造厂技术及装备优势整体制造CA/CV模块的工艺质量高于模块现场拼装工艺质量.另外,成套供应的核级重装设备具有资源优势及缩短建设工期的优点.因此,对CAP1400安全壳和模块整体出厂时大件码头及场内设施改造方案进行分析研究意义重大.

模块整体出厂可节省现场拼装场地,可利用设备制造厂厂房及设备提高模块的制造质量.但整体出厂尚存在较多风险及不确定性.本文将对具体改造过程进行技术经济分析. 1 模块整体出厂存在的诸多不确定因素 1.1 整体拼装、装船方案不明确

CAP1400钢制安全壳为带上、下椭圆形封头的自由站立式圆柱形容器.其内径为43.104 m,整体高73.6 m,封头板厚43 mm,筒体壁厚分别为52 mm和56 mm,主体材质为SA738Gr.B.安全壳按照设计分为五段[3]:底封头重1 065 t,高17.403 m;一环重1 000 t,高15.6 m;二环重1 000 t,高15.6 m;三环重931 t,高7.8 m;顶封头重1 028 t,高17.283 m.

CA模块工厂化加工时,CA01、CA20两个模块主体结构均由厚度为14 mm的钢板制作.CA01重约1 476 t,尺寸为35 m×30 m×26 m;CA20重约1 042 t,尺寸为18 m×16 m×23 m.对于由厚度为14 mm的钢板制作的超大尺寸和超重量的模块而言,若没有完善的运输及加固措施,容易变形.CA03(尚未有重量及尺寸)为弧型板式结构,结构较单薄,极易变形[4].

目前仅收集到厂内加工预制的设计参数,设备制造厂尚未对制造的五段CV、三个CA的整体运输托架、加固方案及临时性加固重量给出较为明确的计算数据,制造厂运输到海阳公用码头整体拼装、装船的方案不明确,运输托架及加固重量不确定. 1.2 半潜船运输方案不明确

设备制造厂仅有CA/CV模块工厂化加工后拟采用滚卸、16 000 t级半潜船运输的初步计算及3D动画演示,而对16 000 t级半潜船的船型、市场、运输成本、适用航道及码头尚未有较为详细的调研及分析方案,也未对16 000 t级的半潜船是专门建造还是租赁给出明确意见. 1.3 码头不适用的改造方案不明确

设备制造厂仅有CA/CV模块拟采用16 000 t级半潜船整体运输的3D动画演示,未对已完成设计及审批的核电站5 000 t驳船码头提出不适用的改造方案. 1.4 码头卸货后到安装现场的运输方案不明确

设备制造厂仅有CA/CV模块整体运输的3D动画演示,没有码头卸货后到安装现场的运输方案. 2 已审批的码头不满足半潜船整体运输模块的要求

核电站大件码头设计规范为3 000~5 000 t级,由专业设计院设计,由海事等相关部门审批.

华能石岛湾及国核示范电站共用一个码头.码头由华能山东石岛湾核电有限公司牵头,中交第一航务工程勘察设计院有限公司设计.2008—2009年8月码头基本完成初步设计,初步概算为9 400万元.按照目前取费标准设计,该工程概算可能突破25 000万元.

码头已完成审批及施工图设计.码头设计650 t固定桥式吊车.码头底标高-6 m,前沿标高3 m,通过引堤由3 m过渡到7 m与厂区衔接.卸货采用滚装和吊装相结合的方式,650 t吊车满足正常吊装,对超大件及不能满足起吊要求的设备采用滚装.因此,华能石岛湾及国核示范电站共用码头设计方案已确定.而CAP1400 CA/CV模块仅有净重,缺少加工成整体运输的体积、外形尺寸及加固措施的毛重,故整体运输尺寸及运输重量不确定,目前码头尚不能满足16 000 t半潜船运输装卸要求,CA/CV模块也不能采用浮吊卸货方案. 3 18 000 t级半潜船整体运输模块时对码头及场内设施的要求

半潜船建造技术非常复杂,此前只有荷兰拥有此类船舶并垄断国际市场.中国是第二个拥有运输超大货物“半潜船”国家.全世界类似船舶仅有30多艘,5万t级别以上的半潜船只有10艘.这10艘半潜船中有6艘是由平均船龄超过21年的单壳油轮改造而成,2艘是由船龄19年的杂货船改造而成,剩余2艘是预计2013—2014年将要退役的老旧船.

我国中远集团所拥有的“泰安口”号是中国建造的第一艘大型自航式半潜运输船.“泰安口”号载重18 000 t,总长156 m,型宽32.2 m,型深10 m.“泰安口”号装货平台为32 m×140 m,装卸大型浮货物时可下潜19 m,装载平台没入水深9 m.2004年“泰安口”号进行了加宽技术改造,由32.2 m加宽到36 m,载重由18 000 t增加到20 620 t.目前国内可选的18 000 t半潜船有“泰安口”号及其姊妹船“康盛口”号.目前船运行业还没有16 000 t级的半潜船.

2011年1月20日中远航运50 000 t半潜船“祥云口”轮交船.该船总长216.7 m,型宽43 m,下潜吃水26 m,载重50 000 t,续航力达18 000海里,其中装货甲板长178 m、宽43 m,承载最大单件货物重量可达48 000 t,可承运世界上90%以上种类的石油钻井平台及大型海洋工程产品.

因此,单纯从海上运输而言,18 000 t级半潜船完全能满足CA/CV模块整体出厂.

采用18 000 t级半潜船整体运输CA/CV模块时,需对已审批设计完成的5 000 t驳船码头按照18 000 t级半潜船航运要求对航道、港池、码头进行改造,需对已完成初步设计的CAP1400核电站厂内道路等设施按照整体运输方案进行改造.

CA/CV模块整体出厂时对码头、场内设施的要求及增加的费用估算如表 1所示.

表 1 CA/CV模块整体出厂时码头、场内设施的改造要求及增加的费用估算 Tab.1 The requirements of the wharf and site facilities and the estimation of increased cost for the entire CA/CV modules released from the factory
4 半潜船整体运输模块时码头及场内设施改造分析 4.1 航道、港池、码头、引堤改造分析

半潜船整体运输CA/CV时,航道宽度需由120 m增加到200 m;航道、港池、码头设计底高程水深由-6 m变为-10 m;调头圆直径由170 m变为312 m;码头宽度由25 m增加到51 m;码头长度由185 m增加到256 m,码头直段加宽到81 m;码头护岸由289.98 m增加到360.98 m;引堤宽度由12 m增加到47 m.这些变化仅出于对采用18 000 t级半潜船运输时按理想状态,同比例放大航道、港池、码头、引堤等参数建立模型考虑,实际的变化需要根据地质、海洋、气象等资料作进一步的分析研究.

因采用半潜船运输CV/CA模块时航道、港池、码头、引堤等参数变化而增加的费用已远远超过按模块整体出厂时现场不建设模块组合场地所节省的费用.

由于CA/CV运输到现场后需要临时存放,故现场至少要保留CV组合场地同等面积的模块临时存放场地.保留CV组合场同等面积的模块组合、临时存放场地后,其模块组合场地节约费用4 592万元,而仅航道、港池、码头、引堤等参数变化后重新设计需增加的费用超过20 332万元. 4.2 码头桥式起重机改造分析

采用CA/CV整体出厂时,如果码头桥式起重机起重量不变,桥式起重机钢梁跨度需由55 m增加到81 m,钢梁跨度增加26 m,费用预计增加1 000万元. 4.3 护岸交通广场改造分析

护岸交通广场(126 m×43 m)需按照重件道路标准进行设计,尺寸需增大为126 m×45 m,费用按照原设计标准,需增加28万元. 4.4 厂内运输道路改造分析

厂内运输(从护岸交通广场到重件道路)道路需由9 m加宽到45 m;重件道路由32 m加宽到45 m;护岸广场造价为1 107.4元·m-2,示范电站重件道路造价为735元·m-2.因此重件道路及厂内运输道路需按照重件道路进行设计并加宽,需增加1 564万元. 4.5 场内设施改造分析

模块整体出厂运输到核电厂后,厂内临时存放场地的建设标准仍需按原CA/CV组合场地标准进行建设,以防超大、超重的CA/CV模块变形.临时存放场地面积应综合考虑设备制造厂模块整体出厂运输方式、模块加固方式、每船运输件数,同时考虑核电厂项目进度.在模块整体出厂方案中,建议保留原CV组合场地,但是场地建设标准降低,预计费用将由6 592万元减少至2 000万元. 4.6 运输费用对比分析

模块到码头的卸货方案需由专业海运物流公司(如上港集团物流有限公司)进行方案计算、论证.模块整体出厂增加的半潜船租船运输费可能是散件出厂、现场组合方案费用的好几倍.示范电站两台核电机组模块散件公路运输费用500万元,而采用半潜船运输,租船费至少4 000万元. 4.7 运输加固费用分析

由于模块的加固运输方式、尺寸均未定,模块到码头卸货后的大件运输方案也无法确定.模块整体运输加固方案预计费用为1 600万元. 4.8 码头配套设施分析

模块整体出厂运输时由于有超宽扫空需求,造成码头、引堤、护岸交通广场、厂内运输道路、重件道路同步建设的照明等基础设施暂不能同步建设,无法同时投入使用,需全部缓建、延期,严重影响码头、场内设施的使用安全. 4.9 通用性、实用性分析

模块整体出厂不适用于后续内陆项目,对后续沿海项目的通用性、实用性均较差.

根据计算分析,码头、场内设施重新设计改造需增加的费用预计超过22 404万元. 5 整体出厂的风险 5.1 半潜船运输风险极大

半潜船建造复杂,使用过程风险极大,由于装载的都是成千上万吨重的超大型部件,重心高,稳定性差,易受风浪打击,稍有不慎就会造成船毁人亡的严重事故. 5.2 半潜船运输模块的建造时间不可控

半潜船的建造技术非常复杂,单独建造18 000 t 半潜船的时间不可控.

国内能够运输CA/CV模块的半潜船只有几艘,其运输及装卸计划需提前联系、安排.整体出厂时,可能会出现设备制造厂联系不到半潜船造成无法按期运输的情况. 5.3 码头改造方案规划设计、论证、审批与核准无法预知及控制

码头的改造需由有资质的单位重新论证、勘察、规划设计,由海事等相关部门重新审批.而论证、详勘、设计时间均不可控,且大件码头设计规范为3 000~5 000 t级码头,码头改造超出设计规范、范围,改造后能否通过海事等相关部门审批,审批时间多长,是否可控均未知.建造18 000 t级超大型码头是否需上报国家发展和改革委员会核准均无法预知及控制. 5.4 整体出厂运输变形不可控

依托项目模块运输距离约1 200 m,重件道路平整度很好,模块也设计了运输托架及加固方案.CA/CV模块整体出厂时,道路平整度较差,在海陆远距离运输及装卸过程中存在颠簸.对体积大、超重、壁薄的模块而言,易变形,变形后很难处理,严重影响后续工作质量、进度. 5.5 大吊机的安全使用风险增加

码头卸货后,在陆基运输过程中,一旦有任何异常,模块只能由大吊机完成起吊及装卸.大吊机的活动范围远远超出核岛附近的组合、安装区域,增加了大吊机的运营风险.而在大吊机活动范围外若出现任何陆基、海基运输异常,则可能出现“望设备兴叹”、无能为力的情况. 5.6 配套的照明等设施需要缓建、延期

码头、引堤、护岸交通广场、厂内运输道路、重件道路同步建设的照明等基础设施不能同时投入使用,需全部缓建、延期,严重影响码头、场内设施安全、正常使用. 6 结 论

核电工程建设是一项非常繁杂、复杂、庞大的系统建设工程,需根据相应的条件、内在的规律综合考虑,既要考虑经济性,又要考虑安全、进度、质量及社会效益,既要考虑项目核级及非核级主设备的制造工期,又要综合考虑建造期内现场合理施工逻辑、施工周期下建安设备的组合安装工序、工期.

对于核电站超大、超重关键设备加工制造,既要考虑海上能够运输,又要考虑诸多不可控、不确定因素如:设备整体制造运输时增加的巨额运输费;码头、引堤、道路等基础设施加大、拓宽增加的巨额建设费用;修改设计、改建码头可能造成无法通过海事部门的审批;后续核电项目的通用性、实用性.核电建设需坚持“安全第一、质量第一、万无一失”的原则,唯有如此形成的设想、构思、方案才会成熟,便于实现.

“标准化设计、工厂化预制、模块化施工、专业化管理、自主化建设”是我国示范与建设具有先进反应堆的第三代核电技术的发展方向.模块现场组装也是“工厂化预制”的延伸,更是“模块化施工、专业化管理”的提升与实践.通过提高模块现场组合焊接工艺,可实现CA/CV模块现场组合通用性、实用性,也能更好地实现安全、经济、可控的核电项目建设理念.

综上所述,模块整体出厂仅理论上可行,但技术上尚不成熟,存在诸多不确定因素,安全风险较大,不可控因素很多,构想尚不成熟完善,后续项目的通用性、实用性较差.经初步估算,模块整体出厂需增加投资费用约22 404万元(2009年概算,实际增加的估算可能会更高).建议CAP1400核电站码头暂不改造,模块整体出厂方案暂不采用.

参考文献
[1] 范英,姬强,朱磊,等.中国能源安全研究——基于管理科学的视角[M].北京:科学出版社,2013.
[2] 林诚格,郁祖盛,欧阳予.非能动安全先进核电厂AP1000[M].北京:原子能出版社,2008.
[3] 魏俊明,刘琼,孙坤.第三代压水堆核电机组AP1000的模块化施工分析[J].电力建设,2008,29(4):63-69.
[4] 宋平.AP1000模块制造中的吊装翻转[J].核电工程与技术,2010(3):20-22.