核岛设备（通用7篇）
核岛设备 篇1
摘要：本文对核电厂核岛设备设计管理策划的重要性进行了阐述, 提出了设备设计策划过程中应遵循的一般原则以及策划的主要内容, 为编制核电厂核岛设备设计策划文件提供借鉴和参考。
关键词：核岛设备,设计管理,策划研究
0 引言
核安全导则HAD003/06《核电厂设计中的质量保证》对“设计”一词的明确定义:从确定设计输入开始, 直至发布设计输出文件为止的技术和管理过程[1]。核电厂核岛设备一般分为非标设备和通用设备, 核岛主要设备一般由国内核电设计院进行详细设计的设备, 主要包括:反应堆压力容器、蒸汽发生器、堆内构件、控制棒驱动机构、稳压器、主管道、安注箱等。通用设备如泵阀、电仪、暖通、消防等则由设备制造厂承担设计, 核电设计院只需完成设备规范书。在核电项目中, 设备费用约占项目总投资的50%, 主要设备的设计制造质量直接关系到核电厂建成后能否安全、可靠地运行。本文以非能动核电厂核岛设备设计策划为例, 介绍设备设计策划在核电工程项目管理中的重要性、一般原则和主要内容。
1 设备设计管理策划的重要性
核电厂核岛设备设计管理与核电项目实施过程中的设备采购、施工建造、调试启动以及核电厂建成后的运行维护等各个领域的活动密切相关。核电厂的一切技术活动都离不开设计的支持, 设计不仅是决定核电厂质量与安全的基础, 也是决定工程项目进度与投资的基础。
能否开展好设备设计, 首先就要靠是否有好的设备设计策划。“凡事预则立, 不预则废”, 策划就是对未来事件作出当前的决策。设备设计管理涉及标准规范选取、接口管理、阶段划分、质量管理、计划管理、变更管理、资质许可管理等诸多内容, 要实现设备设计全过程管理目标就需要重视设备设计策划工作, 任何策划失误都有可能导致设备设计管理风险, 从而影响整个核电工程项目。
因此, 设备设计策划对核电项目管理成功起到至关重要的作用。
2 设备设计管理策划的一般原则
为保证设备设计在核电项目管理中有效实施, 实现项目管理目标的最优化, 在设备设计管理策划过程中要坚持针对性、全局性、程序性的原则。
2.1 针对性
核电工程项目相比其他行业的工程项目, 具有如下特点: (1) 对核安全和核质量的特殊要求; (2) 具有高技术特点的接口众多的系统工程; (3) 资金强度大、建设周期长 (一般需5~7年) [2]。因此, 进行设备设计管理策划时必须根据具体核电项目的特点, 集合外部环境条件, 制定针对性的方案措施, 才能合理制定符合具体项目的设备设计策划。
一般在进行核电厂核岛设备设计策划时如下因素需予以考虑:
(1) 具体核电项目的合同形式;
(2) 核电厂设计承包形式 (总包院或总体院) ;
(3) 长周期设备供应合同采购计划;
(4) 核电工程建造周期 (包括第一罐混凝土FCD时间点) ;
(5) 具体核电工程的厂址条件;
(6) 核安全当局审评问题;
(7) 核电项目的设备国产化率。
2.2 全局性
设备设计涉及物项分级、标准规范选取、接口管理、分析管理、审查管理、变更管理、资质许可管理等诸多内容。以接口管理为例, 设备设计在核电设计院内部与总体、工艺、水、电、气、土建、焊接、探伤、应力分析等专业均有功能接口和实体接口, 在外部则与设备采购、制造、运输、安装、调试也有接口关系。
因此, 在进行设备设计管理策划时需要将整个核电项目涉及的所有管理要素作为一个有机整体, 理顺各要素之间的相互促进和相互制约的关系, 要有全局意识, 这对项目管理成功与否至关重要。
2.3 程序性
设备设计管理策划需要对整个过程进行考虑, 制定合理可行的管理程序是确保设备设计活动顺利实施的关键和保证。管理程序是质保体系的一个重要组成部分, 设备设计活动必须在程序规定的要求下开展设计与管理工作, 这样才能保证核电厂核岛设备设计活动是有章可循的。结合S院在核电项目中设备设计管理实践, 设备设计管理策划确定需要编制的管理程序文件见表1。
3 设备设计管理策划的主要内容
核电项目的设备设计管理策划可以是独立成文的设备设计策划书, 也可在项目的设计策划中体现。但针对核电厂核岛设备设计的特点, 设备设计策划书除了包括项目概况基础信息 (例:工程项目合同依据、厂址情况、项目名称等) 外, 一般应包括如下内容:
3.1 设计质量管理
设备设计过程中的设计质量管理是设计策划的组成部分。应把质量目标和质量控制的要求具体化, 应覆盖设计策划的各个方面, 并提出措施, 以便在设计过程中组织实施, 保证设计质量。对于有设计质量保证大纲的项目, 质量目标和质量控制要求可在核电项目的质保大纲中予以明确。
3.2 确定组织机构
项目 (设计) 经理应根据项目范围或规模明确项目组织机构和人力资源配备, 主要涉及到项目的各部门构成、职能设置和权责关系等。
以S院为例, 按需从项目管理至专业技术人员进行分层明确, 通过合理配置达到人力需求与配置的最优化。例如:
(1) 项目管理和技术领导岗位;
(2) 专业所 (部门) 负责人、专业负责人、设备主设人;
(3) 编制、校核、审核人员。
3.3 确定设计原则
核电厂核岛设备设计原则可结合项目的安全性、经济性、先进性, 以及业主的要求等合理确定设计原则, 一般而言, 核电厂核岛设备设计应考虑的主要设计原则包括:
(1) 遵守中国核电法规 (如国务院第500号令、HAF601等) ;
(2) 遵守强制执行的国家标准, 以国外核电先进国家的规范标准作为补充;
(3) 满足先进轻水堆用户要求 (URD) ;
(4) 采用成熟设计, 逐步提高设备国产化率;
(5) 采用模块化设计, 缩短建造周期 (针对非能动核电项目) ;
(6) 相比某参考核电厂, 适当提高安全性和经济性。
3.4 设计阶段划分
核电厂核岛设备设计阶段一般分为方案设计 (概念设计) 、初步设计和施工设计。根据设备的重要性和成熟度, 一般按如下原则进行阶段设计范围的确定: (1) 核工程中的核安全级设备, 辅助系统中的主要设备通常采用三段设计方法, 但对于在以往项目中使用过成熟技术, 可以根据重要性和复杂程度酌情考虑采用二段设计方法。 (2) 不属于以上设备设计的其它机械设备、工具、吊具等可采用二段设计方法, 即方案设计 (或技术设计) 、施工设计。
在各设计阶段设备设计策划需要完成的主要设计文件见表2。
3.5 设备设计计划
设备设计计划的编制一般需结合核电项目设计合同谈判, 深入理解和把握设计合同和二级进度计划的要求, 对合同范围内的设备设计工作进行合理的工作包分解, 配置相应的活动和逻辑关系, 最终编制合理可行的设备设计三级进度计划。
项目 (设计) 经理可以根据设计工作范围、项目负责程度、项目生命周期对进度计划开展合并、拆分、分步发布等操作措施。
3.6 设计过程控制
必须制定措施对设计过程进行控制, 设计过程控制策划内容一般包括: (1) 设计输入; (2) 设计接口; (3) 设计分析; (4) 设计验证; (5) 设计输出; (6) 设计变更; (7) 设计确认。这些策划必须遵循HAF003《核电厂质量保证安全规定》“设计控制”章节的相关要求。
3.7 设计文件控制
通过对文件的编制、校对、审核、批准、发放、变更等进行控制, 确保参与活动的人员能够了解并使用正确合适的文件。文件控制措施制定时需考虑:
(1) 文件由合格人员按规定格式进行编制;
(2) 按程序进行校审, 保证文件的技术合适性和实际可操作性;
(3) 由程序规定的人员进行批准;
(4) 文件控制部门建立文件分发清单, 定期公布已分发的文件清单;
(5) 文件的修订情况必须及时通知所有的有关单位和人员。
3.8 许可资质管理
对于核电项目中涉及核安全设备, 应根据HAF601《民用核安全设备设计制造安装和无损检验监督管理规定》的要求, 履行核安全设备设计活动的报告备案, 按照监督计划在核安全设备监管部门实施监督检查前应做好接受监督检查的准备, 针对监督检查中提出的问题及时制定并落实相应的整改措施。
3.9 设计服务管理
根据合同或协议所规定的内容, 策划设计服务工作的主要内容 (例:设计交底、技术澄清、工程变更申请、不符合项审查等) 、主要流程和实施途径, 包括设计院向设备制造厂派驻专业人员以及建立设计现场经理部等, 以确保设计服务工作的范围、进度和质量符合合同的要求。
4 结语
核电厂核岛设备设计管理有其自身特点与难度, 需要进行科学合理的策划。科学合理的设备设计管理策划应该要考虑到核电工程项目管理的各个方面, 从而能使设备设计活动在各个实施环节衔接更加有效, 资源分配更加合理, 避免很多不必要的弯路。
科学合理的设备设计策划还需要设备设计管理实践提供经验, 核电厂核岛设备设计策划在具体项目实施过程中当遇到问题时, 应该认真分析, 提出合理的解决办法, 并及时归纳总结, 为下次策划提供参考和借鉴。
参考文献
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[2]程平东, 孙汉虹.核电工程项目管理[M].二版.北京:中国电力出版色, 2012.
[3]李娜.中国核电装备制造业发展的分析与研究[D].华中师范大学, 2014.
核岛设备 篇2
1 问题简述
2010年6月3日化学人员对1KAA、2KAA系统进行取样, 发现铜离子高, 铜离子含量在0.2-1mg/L。按照KAA系统的设计要求, 介质中不应该含铜, 且KAA系统也没有对铜离子的监测要求。
2 分析、排查处理
2010年6月4日召开了“一、二号机KAA系统铜离子相关问题讨论会”, 对KAA10、KAA40用户清单进行整理, 按照清单相关处室核实用户材料是否含铜, 结果发现大部分通风系统换热器及仪表的接头使用铜材。由于KAA系统由除盐水充注, 除氧水中含有氧, 铜离子的标准电位高, 在有氧环境下换热器金属材料表面产生点腐蚀, 进而导致应力腐蚀开裂, 发生内漏。
3 KAA系统介质具有放射性的潜在风险
a) KAA系统冷却的设备受到污染, 使污染范围扩大;
b) 如果是主泵独立回路或轴封系统冷却器发生内漏, 检修需要将机组后撤至冷态。
4 解决方案
在发现KAA系统铜离子超标之后, 编制了详尽的查漏方案, 采用逐个隔离, 逐步缩小范围的方式进行排查, 最终确定为KBA40AC001换热器内漏。为了抑制换热器的腐蚀, 降低腐蚀速度, 进行如下处理:
a) T105, T205大修期间对KBA40AC001进行了堵管、但是堵设备运行手册要求, 此换热器的堵管数量为3-5根, 因此将KBA40AC001进行了整体更换。
b) KAA系统加药
由于KAA系统使用了大量含铜材料, 导致铜离子浓度高, 铜离子的电位高, 对不锈钢产生腐蚀, 并且腐蚀产物会吸附在金属表面, 加快腐蚀。导出出现应力腐蚀裂纹。所以想KAA系统中加入磷酸三钠和TTA铜缓释剂混合溶液, 以抑制铜离子的释放。磷酸三钠能够提高并维持溶液的PH值, 对铜和不锈钢有缓释作用, 同时磷酸三钠是成膜剂, 对金属有防腐作用。
c) KAA20, 30系统增加过滤器和树脂捕集器
KAA20, 30各增加的一个过滤器KAA26, 36AT001, 过滤器内装载有0.3m3的阳树脂和0.3m3的阴树脂, 作为加药除铜离子的备用。
技改之后流程图 (图1) 。
5 技改实施及加药后的效果
KAA系统加缓释剂之后, 有效地抑制了铜离子的释放, 铜离子浓度一直控制在较低的水平。减缓了设备的腐蚀。
6 技改之后的其它问题
a) 由于KAA系统加入缓释剂, 在KAA系统进行检修排水之前, 先通过过滤器净化或者动态换水将磷酸三钠和TTA的浓度都降低到0.5mg/L以下, 之后才能按照正常的排水流程进行排水。
核岛设备 篇3
核电行业是一个特殊行业, 民用核设备的安全可靠关系着公众安全和整个核电行业的可持续发展。其设备在设计、制造、安装、运行、退役都需要无损检测, 无损检测是核电设备安全重要的质量控制手段之一。因此, 重视无损检测人员相关的各项因素, 减少无损检测过程中人为因素产生的失误, 能够有效控制无损检测质量, 从而在一定程度上保证民用核电设备质量安全。
2 无损检测过程中人为因素控制分析
下面从四个方面对民用核电设备无损检测过程中的人为因素控制进行分析:
2.1 核安全文化固化于心
核安全文化概念是在前苏联切尔诺贝利核电站泄漏事故的分析报告中作为核安全对策提出的。核安全文化在核电制造单位也都作为企业文化、全员的行为准绳来学习、贯彻、执行。对于无损检测人员来言, 核安全文化的三个层次、十项特征要求其具有探索和质疑的工作态度, 严谨的工作方法和相互沟通的工作习惯, 严格遵守相关的法律、法规, 对核电设备制造阶段无损检测工作要有敬畏心、责任心。认真学习关于无损检测方面的经验反馈, 不断改进检测工艺, 还要必须严格遵循无损检测规范和细则, 操作过程记录清晰可追溯, 记录报告完整、准确、真实。
2.2 持证上岗, 各尽其责
从法规方面来讲, 国家核安全局1995 年6 月制定并发布的《民用核承压设备无损检验人员培训、考核和取证管理办法》, 到国家环境保护总局和国防科学技术工业委员会在2007 年联合发布的《民用核安全设备无损检验人员资格管理规定 (HAF602) 》 (2008 年1 月1 日起施行) , 再到2015 年7 月《民用核安全设备无损检验人员资格管理规定 (HAF602) 》 (修订征求意见稿) , 可见, 对无损检测人员资质的管理一直是一项备受重视的工作, 且随之核电建设的进程, 核电设备制造阶段、役前阶段、在役阶段无损检测实践经验的丰富, 法规对无损检测人员资质管理的要求也与时俱进。
从核电设备制造阶段来讲, 尤其是主承压零部件原材料及焊缝的无损检验工序更是重点关注对象, 其中承接该工作的无损检测人员的资质证书更是监督检查的重中之重, 即是否是有相应资质的人员执行相应方法和相应级别的民用核设备无损检验活动。因为, 无损检测应用的有效性取决于执行无损检测人员的能力。无损检测人员的技能水平直接影响核电设备检验质量, 不同的资格等级代表不同的技能水平[1], 不同的资格等级应承担不同的工作。HAF602 (2008版) 对于I级无损检测人员来讲, 可承担的工作有调整和使用仪器设备;在II级或者III级人员监督指导下, 根据操作规程进行无损检验活动, 并记录检验结果;依据标准对检验结果进行初步评定, 但不得出具无损检验结果报告。[2]无损检测人员应该明确自己的职责, 同时无损检测单位也应该根据内部无损检测人员资源情况合理安排工作, 进行有效资源配置。
2.3 熟悉标准, 统筹控制
无损检测规范的制定依据是标准规范、上游技术文件、设计图纸要求等。一般来讲, 上游文件的编制、图纸中关于无损检测的要求均来源于标准或根据相关经验增加相关要求等, 但归根结底是按标准和规范。因此, 熟悉并掌握标准并将其吸收、细化, 再将其转化成更具操作性、更合理的检测规范的先决条件。
目前, 我国民用核岛主设备主要参照法国压水堆核岛机械设备设计和建造规则RCC系列规范、美国机械工程师学会 (ASME) 锅炉及压力容器规范、国家能源行业NB/T标准及俄罗斯标准要求进行设计、制造和役前/在役检查。熟悉与无损检测相关的要求, 及各标准之间的差异、各标准对制造阶段和在役检查阶段的不一致, 对规范的制定有极大的帮助。对核电制造单位来言, 承接不同的核电项目, 采用的标准又各不相同, 如:非能动先进压水堆AP1000` 核电厂主要采用美国ASME标准, 欧洲压水堆CPR1000 类型主要采用法国RCC系列标准, 华龙一号采用国际能源行业NB/T标准。因此, 诸多类型的规范, 对有些要求各不相同, 这对于无损检测操作人员来讲, 极易混淆, 且对于特殊的要求也有操作遗漏的风险, 因此, 在核岛主设备制造阶段, 熟悉各规范要求, 对有条件的检测方法可进行检测规范标准化、统一化。对于不能标准化的检测方法, 重点指出, 加强培训。同时, 熟悉规范对原材料、设备制造阶段、役前/在役检查验收标准, 在可行条件下事先增加控制手段, 避免事后出现有争议的质量问题。如交货状态合格的原材料在设备制造阶段作为焊缝检测一部分因验收标准的不一致而不满足制造阶段的要求;制造阶段合格的设备因检验方法、检测范围及验收标准不同而不满足役前检查或在役检查的要求等。
2.4 积累经验, 准确定性
对于超声波检验和射线检测来说, 从底片上和波形显示上来判断缺陷性质尤其是危险性缺陷都有一定的困难。对于底片上的每一个影像, 评片人员都应能够做出正确的解释[3]。对于超声波检测来言, 美国ASME规范III卷NB-5000 验收标准要求, 对于反射波幅度大于基准波幅度20%的所有缺陷应扩大检测范围, 直至操作人员能确定所有这些缺陷的形状、性质和位置, 并根据相应标准来评定[4], 因此对大于基准波幅度20%且小于100%基准波幅的缺陷定性尤为重要, 在此范围内定为面积型缺陷或体积型缺陷, 其严重程度截然相反, 一旦定为面积型缺陷即更多的具有裂纹、未熔合或未焊透特征, 则不论长度和幅度如何均为不合格。若将面积型缺陷定为可接受的体积型缺陷, 则将质量隐患带到核电设备运行阶段, 为核安全埋下隐患。由此可见, 缺陷定性在设备制造阶段显得尤为重要。缺陷定性是一个很复杂的问题, 目前的A型超声波检测仪只能提供缺陷回波的时间和幅度两方面的信息。检测人员根据这两方面的信息来判断缺陷的性质是有困难的, 实际检测中常常是根据经验结合工件的加工工艺、缺陷特征、缺陷波形和底波情况来分析估计缺陷的性质。[5]缺陷定性也需要大量的实践论证来佐证, 即在估计判断缺陷性质后, 跟踪缺陷返修处理, 掌握实际缺陷性质与反射波形的特征, 并进行总结和积累, 从而提升缺陷定性的准确度。
3 结束语
核岛主设备制造阶段的无损检测是核安全的第一道“保险”设置, 而作为无损检测工作的承担者更应该在思想意识、标准理论及技术技能三个方面以高标准的要求来完成肩负的重要使命, 确保核电厂的安全运行, 确保人文环境和谐发展。
参考文献
[1]ASNT, Recommended practice No.SNT-TC-1A[S].2001.
[2]国家环境保护总局令.民用核安全设备无损检验人员资格管理规定 (HAF602) [S].2007.
[3]强天鹏, 射线检测 (第二版) [M].中国劳动社会保障出版社, 2007.
[4]ASME Boiler and Pressure Vessel Code, Section III[S].2012.
核岛设备 篇4
项目进度管理是项目管理的重要工作之一,如何进行有效的项目进度计划及其控制,是项目顺利实施的保障。关键路径法是项目进度计划和控制行广泛应用的方法。本文采用工作分解结构分解了Z核电站核岛UPS设备设计项目,用关键路径法编制了进度计划。在此基础上,对影响进度各因素进行分析,结合PDCA控制流程制定了进度控制措施并实施,确保项目的圆满完成。
1 工作分解结构和关键路径法
1.1 工作分解结构简介
WBS[1]是工作分解结构(Work Breakdown Structure)的简称,最初应用于20世纪70年代美国国防部大型系统设备采购过程中,其核心指导思想是通过逐级分解,将复杂的、系统性的工作拆分成相对简单的、具体的工作包,通过对工作包的有效管理,进而实现对整个系统工程的管控。WBS编制方法主要包括类比法、自上而下法、自下而上法和使用指导方针等。
1.2 关键路径法简介
关键路径法[2](Critical Path Method.CPM)由雷明顿-兰德公司(Remington-Rand)的JE克里(JE Kelly)和杜邦公司的MR沃尔克(MR Walker)在1957年提出的,是一种用来预测总体项目历时的项目网络分析工作。CPM在项目分析时的重点是确定关键路径,它决定了项目完成的最短时间。其计算包括前向分析和后向分析,前向分析决定网络中各个活动的最早开始和最早结束时间,后向分析决定最晚开始和最晚结束时间。在关键路径上的活动没有浮动时间,因此为了避免项目的延迟,关键路径上的活动都必须保证先分配优先资源。如今,关键路径法几乎已成功地应用于各种大企业中。实践证明,CPM是十分有效的进行项目进度管理的科学方法。
2 Z核电站核岛UPS设备设计进度计划
2.1 Z核电站核岛UPS电源简介
Z核电站核岛UPS电源共11套UPS电源设备,主要为6.6KV和核岛380V交流电源系统、数字控制系统机柜、部分核岛仪表和控制回路等关键负荷提供电源,确保它们长期安全运行。
2.2 WBS工作分解
项目分解是项目进度计划编制和进度控制的前提和基础,项目分解工具一般为WBS,自上而下法是构建WBS的常规方法,即从项目最大的单元开始,逐步将它们分解成下一级的多个子项,这个过程就是要不断增加级数,细化工作任务。
为了确保Z核电站核岛UPS电源项目管理进度总目标的实现,保证该项目的设计质量,并有效控制进度,需要对该项目设备设计进度控制目标按照设计进展相互逻辑关系细分,以保证设备设计的连续性,易于对进度进行控制。核岛UPS设备设计项目采用自上而下法的WBS分解如图1所示。
2.3 项目进度计划编制
2.3.1 工作持续时间估算
项目时间管理的一项重要基础工作就是工作持续时间的估算,工作持续时间[4]是指在一定的条件下,直接完成该项工作所需要的时间。核岛UPS电源项目采用类比估计法估算工作持续时间,各个工作单元所占的工作持续时间如表1所示。类比估计法是指以以前类似工作的实际持续时间为基本依据,估算将来的计划工作的持续时间。
2.3.2 项目关键路径图绘制
根据表1各活动持续时间和逻辑顺序,编制的带有时间参数的单代号网络图如图2。由图2可知项目关键路径为:1110→1130→1140→1210→1220→1230,所需时间为91天。
3 项目设备设计进度控制
3.1 设计阶段进度控制概述
工程进度控制的目标是项目工期,Z核电站核岛UPS设备设计阶段的进度控制是项目进度控制的重点之一。该项目UPS设备主要由供应商和设计院共同完成,设计院负责出版设备设计要求的技术规格书以及通过接口文件向供应商提供必要的设备设计技术输入资料,供应商根据这些信息进行设备设计,在设备设计完成之后,需要召开设备设计冻结会锁定设备设计内容。由于该项目设计属于非标准化设计,设备设计要求的功能很多,比如设备安装方式等土建要求,就地报警以及远程报警的不同信号等内容都需要供应商通过设备设计文件体现。确保设备设计文件准确无误,设备验收、安装调试等相关工作不符合项的数量会大大减少,设备返工的情况也会大为缩减。为了科学合理地执行项目进度,项目管理人员重点关注项目进度,充分利用资源多方位多层次协助设计院与国外供应商的及时有效沟通,确保设备设计接口资料按时准确交换,并及时跟踪协调供应商和设计院各自内部的管理流程,一旦预计可能出现问题,提前做好预案,采取相应措施避免问题出现或者及时解决问题,使得设备设计阶段工作能够按期完成,为后续工作如期开展做好充分准备。
3.2 设计阶段进度控制方法
3.2.1 设计过程控制的要求
Z核电站核岛UPS设备设计过程控制要求对设计工作过程中每一个影响到图纸质量的环节进行控制。要做好控制就必须预先设定设计环节的工作流程,只有严格按照程序操作,在发现存在不符合标准和要求的现象时才有可能及时纠正,防患于未然。为了保证该项目总体进度目标的实现,同时又保证设备设计质量成果,项目管理人员不但要求供应商按照购买方的程序进行设备设计,使其设计图纸满足要求,而且也重点关注供应商与设计院之间的配合沟通的问题。设备设计工作的过程要得到控制必须做到以下几点:
①UPS设备设计过程每个环节都需要有预先确定的工作程序、要求和控制方法。购买方在与供应商签订供应合同后召开项目开工会,在项目开工会上将项目执行的相关要求进行详细介绍。由于核电站项目执行有其自身特色,所以供应商未必能够一下子理解这些要求并相应执行。为了做到提前预见和及时应对,项目管理者必须具有丰富的实践经验,在设备设计过程对供应商的相关文件要求、流程控制等进行预先沟通,提前做好指导把关工作。具体预防需注意的问题和应对措施如表2所示。
②每个设备设计的关键节点要有预先设定的控制要求,尤其是设计院对厂房的土建设计与供应商按照土建要求进行的设备安装底座、设计院的电缆桥架设计与设备电缆进线方式相互吻合等要求,该项目都是通过接口文件交换各方所需设计信息。在此过程中,如果双方对文件资料有不同的理解,需要通过各种方式进行核实确认,并将各方达成的一致理解通过认可的文字形式做好完整的纪录进行备案。
③对UPS设备设计阶段全过程运作的资料汇总,包括各种信函往来、会议纪要等内容进行统计核实,并上报相关领导决策作为后续工作开展的指导资料,同时跟踪这些内容是否得到有效落实。
3.2.2 设计过程控制的程序
UPS设备设计进度控制的主要任务是设备设计图纸的出版,项目管理人员需要紧密跟踪检查设计院以及供应商的相关设计执行情况,并根据需要将实际设计进度与计划进度进行比较,若发现可能出现设计进度延后,在分析造成延后原因的基础上,进一步与设计院或者供应商充分沟通,了解他们碰到的困难,将可能出现的问题采取有效措施及时处理,避免产生进度延误。若发现设计进度已经延后,项目管理人员将与设计院或者供应商共同查找设计进度延后的原因,各方充分沟通协调,采取行之有效的补救办法,加快后续设计工作的进度,将已延误的进度抢救回来,确保设备设计进度能够满足预设的进度目标。UPS设备设计进度控制工作可以按图3进度控制流程[5]开展相关工作。
3.3 设计阶段进度控制措施
3.3.1 影响设计进度因素
①业主方要求改变的影响。
根据核电站内部流程,在设备安装调试期间,核电站的业主需要对设备进行关键点的检查,为了确保设备安装调试期间减少业主所提要求的量,在设备设计阶段就由项目管理人员召集业主、设计院和供应商共同讨论业主对设备的一些要求,即便这样也难以避免业主方在各个阶段再次提出一些满足他们运营习惯等要求。因此,在设备设计过程中,如果业主方对项目需求会引起设计院以及供应商的设计变更,必然会对设备设计进度造成很大的影响。作为项目管理者,需要针对业主的要求,合理分析,有理有据与业主沟通,拒绝一些不太合理的要求,考虑确实需要的要求,并将这些要求准确地传递给设计院和供应商。
②设计各专业之间协调配合的影响。
Z核电站是一个庞大的工程项目,UPS设备只是成百上千设备当中的一种,在进行UPS设备设计过程中,需要与土建、暖通、通信等相关专业进行协调合作,及时沟通相互要求,确认最终资料。只有在设计院各专业间、设计院与供应商之间具有良好的沟通、协作关系,才能保证UPS设备设计工作的顺利开展,在保证设备设计质量的前提条件下,按时出版设备设计相关文件。
③工程变更的影响。
Z核电站核岛UPS电源设备主要功能是提供电源给核电站DCS系统设备、中低压配电盘的控制元器件等。由于各种设备设计都有其预计的进度目标,一般在其设计过程中没有办法保证从其它专业所接收到的输入资料就是最终不变的资料,这往往会产生一些工程设计变更,如果出现这种情况,那么也会对设备设计进度造成影响,从而无法满足预定工期的要求。
3.3.2 设计进度控制措施
①项目管理人员召集设计院和供应商共同讨论细化UPS设备设计阶段各项工作的工作内容,形成书面文件便于跟踪落实以及作为设备设计文件审查的依据。
②根据设备设计阶段各工作持续时间,编制细化核岛UPS设备设计各项工作的详细进度计划。在编制设备设计进度计划时,加强与设计院和供应商的交流沟通,协调设计院和供应商之间的协作和配合,使设备设计进度计划做到合理安排、切实可行。
③UPS设备设计的项目管理人员应根据编制好的计划督促设计院和供应商认真实施已制定好的设计进度计划,确保设备设计工作有序、合理、高效地进行。在执行设备设计进度计划时,要根据之前预设好的各工作节点检查核实设计进度计划的进展情况,重点关注设计进度计划中的关键控制点,了解掌握进度实施动态,一旦发现设计进度发生偏差,需要及时分析查找原因,对设备设计进度进行调整完善,使设备设计工作至始至终处在可以控制的状态,保证设计进度目标的实现。
④项目管理者要十分重视总结分析,它对实现管理循环和信息反馈有重要作用。通过不断分析总结设备设计进度控制的工作经验,逐步提高设备设计进度控制的水平。UPS设备设计工期控制的好坏将直接影响到Z核电站项目最终目标的实现。关键路径法是UPS设备设计进度管理的主要辅助工具和方法,由于网络图反映该项目中各工作之间的逻辑关系和相互顺序,通过对设备设计工作关键线路的分析,找出关键工作,能够合理安排工作和统筹配置各项资源,这是在保证质量的前提下,有效控制设计周期,缩短设计周期的有效技术手段。
⑤对于UPS设备购买方自身因素造成对设计进度的影响。例如UPS设备购买方能否及时确认供应商对项目要求的一些疑问,能够及时对供应商的设备设计方案进行确定认可等相关内容都会影响到设备设计的工期。项目管理人员应该充分调用相关资源,推进项目尽快顺利开展。
4 结束语
中国核电站的建造最近几年得到了快速发展,在项目管理相关理论知识的指导下进行核电站设备设计的计划和控制是一种科学的管理方式,不仅有效地控制了项目的进度,而且对保证项目总目标的实现起到了非常重要的作用。
参考文献
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[4]许维民.浅谈如何编制项目工期计划.中国西部科技,2008,7,(30):46-47.
核岛设计变更统计和分析 篇5
中国是世界的能源生产和消费大国，存在能源结构不合理，能源资源分布不平衡等主要特点，随着世界节能减排的要求，安全、清洁、经济的核能在改善环境、资源，优化能源结构等方面发挥越来越重要的作用。由于核电工程的特殊性，特别是如何确保核安全是工程项目建设的首要考虑因素。设计管理是核电项目管理重要组成部分，核岛是核电厂的最重要的组成部分，核岛设计变更管理的好坏成了决定核电项目管理成败重要因素之一[1][2]。
1 核岛设计变更的分类
在核电厂由核岛(NI)、常规岛(CI)和电厂配套设施(BOP)组成。与核电厂安全相关的建筑物、构筑物、系统、设备等绝大多数布置在核岛内[3]。核岛设计变更的管理成为核电项目管理重要组成部分，根据核岛设计变更发生的阶段、核岛设计变更的专业和核岛设计变更的具体原因进行了分类。
a)首先根据核岛设计变更发生的阶段来分类，因为设计、采购、施工、调试等主要阶段都涉及到设计变更。在核电项目建造初期，设计变更主要发生在设计、采购、施工阶段，所以按照阶段将核岛设计变更分为三种类型：设计阶段;采购阶段和施工阶段;
b)根据核岛设计变更涉及的专业来分类，因为核岛设计变更涉及到专业主要有机械、土建、电气、仪控和其他等，所以按照专业将核岛设计变更分为五种类型：土建;机械;电气;仪控和其他;
c)根据核岛设计变更具体原因来分类，因为核岛设计变更的提出方主要有业主提出设计变更请求、设计方发起的设计变更、设备供应商提出设计变更请求和建造承包方提出的设计变更等，所以按照变更的发起方将核岛设计变更分为四种类型：业主提出的设计变更;设计方发起的设计变更;设备供应商提出的设计变更和建造承包方提出的设计变更。
2 核岛设计变更的统计分析
根据上述的设计变更的分类，对779个核岛设计变更进行了统计分析，特别重点分析了设计变更的根本原因。在分析根本原因的基础上，并对设计变更的影响以及预防的措施进行了评估和分析，提出了如何避免和优化核岛设计变更的经验反馈。下列各表就是对779个核岛设计变更分类统计的结果，见表1、表2、表3。
从统计表1可以看到核岛设计变更在设计阶段占了92.2%，核岛设计变更主要集中在设计过程中，主要设计存在错误或缺陷，设计优化和接口资料变化方面，造成这些设计变更的主要根本原因还是设计者在设计经验不足，设计验证有效性欠缺，设计接口管理欠缺和设计过程控制等。多数的设计变更是在设计方完成设计后，通过设计审查或验证才发现与核安全法规要求不一致，或与系统的功能存在一定的偏差;这就对设计人员的经验提出较高的要求。同时核岛设计的设计过程控制缺乏一定的有效执行性，使得设计过程中出现错误和缺陷等，这就对设计过程控制需要全面有效执行的改进提出了要求。
从统计表2可以看到核岛设计变更各个专业中，机械专业占了67.7%，设计变更主要集中在机械专业。主要原因是机械专业的系统或部件比较多，所以其设计变更的数量较多。这对核岛设计过程控制缺乏一定的有效性，使得设计过程中出现设计变更较多。通过加强培训或学习，对设计过程控制程序全面有效地执行。通过对设计变更进行根本原因分析，结合经验反馈，制定一系列的改进措施，可在今后的项目中避免类似的设计变更发生。
从统计表3可以看到核岛设计变更的提出方中，设计方占了89.5%，核岛设计变更主要是设计方发起的。主要原因是设计不完整或有缺陷，与法规要求和系统需求不能完全符合。分析其根本原因主要是设计执行计划的不足，设计过程控制执行欠缺，设计验证有效性欠缺，使得设计过程中出现设计变更较多。通过加强培训或学习，对设计过程控制程序全面有效地执行。通过对设计变更进行根本原因分析，结合经验反馈，制定一系列的改进措施，可在今后的项目中避免类似的设计变更发生。
3 核岛设计变更的经验反馈
由于核岛设计中存在一定的问题，绝大多数的核岛设计变更发生在设计阶段。为增强核岛设计控制的有效性，避免或减少核岛设计变更，避免或减少对核电项目造成影响，根据核岛设计变更的统计分析，结合以往核岛设计的经验反馈，从核岛设计前期、中期和后期加强控制和管理，总结如下经验反馈。
a)加强核岛设计人员的资格要求和培训。核岛设计人员应对核安全法规和规定非常熟悉，在进行核岛设计遵守相关的强制性规定;核岛设计人员应对设计所用的标准非常熟悉，如ASME等;通过培训，熟悉一些具体的设计要求，如以前核岛设计的经验，通过三维模型自查设计问题等;通过加强核岛设计人员的资格要求和培训，提高核岛设计的质量，减少设计过程中产生的核岛设计变更的数量;
b)加强核岛设计接口输入管理。核电工程中，核岛与常规岛的设计方可能不同，但是核岛系统的设备、管道等在全厂都有布置，比如为核岛服务的机组布置在常规岛，所以设计初期应加强核岛接口输入管理，明确各设计方的接口责任，建立全面有效的接口管理手册，避免出现接口不明确，设计接口资料频繁变更等问题，从而减少核岛设计变更的数量;
c)加强核岛设计过程控制。设计过程控制是保证核岛设计完整性和正确性的重要的手段，首先要制定一套科学的、经过验证的设计过程控制体系，其中包括程序和指导书等，如单独制定堆芯冷却系统设计的配置管理程序和要求，以保证堆芯冷却系统设计过程控制的质量;通过自我检查和外部监查，加强设计过程控制，通过不断改进设计过程控制的管理和执行，提高核岛设计的设计质量。通过加强核岛设计过程控制，减少和避免核岛设计过程中的错误或缺陷，从而减少核岛设计变更的数量与影响;
d)加强设计接口管理。常规岛与核岛的设计方可能不同，暖通系统的换热器、机组、管道等在全厂都有布置，比如为核岛服务的机组布置在常规岛，所以设计初期应当明确各设计方在暖通上的接口责任，建立全面有效的接口管理手册，避免出现接口不明确，设计接口资料频繁变更等问题;
e)加强核岛设计的可采购性审查。对于核岛设计中的设备，应充分考虑设备的可采购性，如：某些部件在规格书中提出的要求需要参照厂家的规格，如主泵、冷却风机、阀门等，最后通过厂家对设备的详细设计来实现核岛设计的要求。通过加强核岛设计的可采购性审查，减少或避免由于设备供应商不满足技术规格书而提出的设计变更;
f)加强核岛设计可施工性审查。核岛施工是很复杂的过程，要提前按照设计图纸做相应的施工准备。如核岛管道在施工过程中可能与其他专业的设备或构筑物等碰撞，设计时应当在模型上做碰撞检查，施工前应对设计进行审查;设备安装时要审查设计是否考虑安装空间和操作空间，并充分考虑电厂的运行维护、维修空间。通过加强核岛设计的可建造性审查，减少或避免建造过程中提出的设计变更;
g)加强设计变更控制。首先设计过程中，要加强设计变更的控制，通过制定相应的程序和要求，对设计变更从源头上控制，对于重大的设计变更，要召开专业评审会，对重大设计变更进行评估。作为总承包包方的工程公司应该建立设计变更控制程序，重点管理对核电工程建设有重要影响的设计变更，并对设计变更进行影响评估和采取相应的措施来减少其对核电工程建设的影响。
4 结语
目前，中国核电工程正在全面开展，对核电设计同时对设计变更的控制和管理提出了更高的要求。通过核岛设计变更统计和分析，充分借鉴已完成或正在进行的项目的工经验，提出了核岛设计变更的经验反馈，从设计的全过程来加强核岛设计变更的管理和控制。通过制定科学合理的设计执行计划，选择合格的设计人员，制定合理的计划，实现核岛设计前期的控制;加强设计过程中加强核电设计相关法律法规和标准知识学习与培训，通过培训熟悉设备制造、采购、施工相关的法规和标准，建立全面完整的设计接口控制手册，建立科学的设计过程控制体系并不断改进，加强核岛设计过程控制;加强设计输出的可采购性和可施工性审查，通过设计方和工程公司的审查，加强核岛设计变更的控制管理，实现核岛设计后期设计变更的管理。从核岛设计阶段的前期、中期和后期加强管理，实现核电项目中设计变更的全过程管理，做到专业化、信息化管理，更好地完成核电项目设计和核岛设计变更管理工作，对核电项目建设的顺利推进起到了很大的推进作用，为今后核电项目的设计及设计变更管理提供借鉴和参考，为企业以及社会创造更好的效益。
摘要：从不同的分类方法对核岛设计变更进行分类,接着对核岛设计变更的各种类别分别进行了统计,并重点分析了核岛设计变更的具体原因以及预防措施。最后结合核岛设计变更的经验反馈,提出,核岛设计变更的全过程管理措施,为核岛设计管理提供借鉴和参考。
关键词：核岛,设计变更,统计,分析,管理,经验反馈
参考文献
[1]程平东,孙汉虹.核电工程项目管理[M].北京:中国电力出版社,2006.
[2]林诚格.非能动安全先进核电厂AP1000[M].北京:原子能出版社,2008.
核电站核岛电气隔离准则研究 篇6
核电厂系统按照系统功能的性质,分为安全系统和非安全系统。每个安全系统的动力源、仪表和控制部分都应由一个以上的安全组组成,其中任何一个安全组都能完成该系统的安全功能。为了确保任何一组安全系统在执行功能时,尤其在事故工况下,不受其他组的影响能够执行安全功能,故采用电气隔离的方法确保每一列的独立性。
电气隔离包含电气设备和电路的隔离,本文从这两个方面结合安全性的要求就隔离的具体实施要求进行阐述,以指导后续项目开展相关设计工作。
1 电气设备隔离
电气设备隔离通常使用安全级构筑物、一定的分隔距离、屏障等,确保电气设备和电路的实体隔离。具体视设备的功能进行隔离,具体如下:
1.1 安全级设备和非安全级设备的隔离
安全级和非安全级设备应完全电气隔离,以确保非安全级设备的损坏不会影响安全级设备。在新型的核电站中增加了一类新的抗震等级,即在地震事故下,设备保持完整性,而不必保持功能性。
同时,在安全级系统与非安全级系统相连时,通过增加隔离装置以避免非安全级设备对安全级设备的影响。对于电力电路来说隔离装置可以是断路器或熔断器;对于仪表和控制电路来说,可以选择放大器,控制开关,电流互感器,光纤耦合器,光-电耦合器,继电器,转换器,电源装置,断路器等作为隔离装置。
1.2 不同列之间的安全级设备隔离
电气设备的隔离用以确保在某一列发生故障时,相邻列能够执行安全功能。故列与列的连接应尽量减少,然而在某些情况下,为了系统的安全性跨列连接不可避免,比如检修期间的供电情况以及特殊系统的跨列供电等。
此时就要做好相应隔离,隔离装置可以根据电路的性能来选择,对于电源类,在两侧各加装一隔离装置以进行隔离,隔离装置同上。
2 电路隔离
2.1 电压等级隔离
电缆隔离要考虑的一个重要方面,便是电压等级隔离,即不同电压等级的电缆必须保证一定的独立性。通常,隔离要求视电缆敷设方式来确定。
核电站核岛内多采用架空电缆进行敷设,厂用电按照电压等级由高至低、强电至弱电的控制和信号电缆、通讯电缆“由上而下”顺序排列,当然这是国标里面的推荐。隔离距离为,控制电缆保持在200mm以上,电力电缆(6k V)以下(以上)保持250(300)mm。
然而,为了提高安全性,新型三代核电站往往冗余更为复杂,电缆截面较之前的两代核电站较大,此时在狭窄的电缆夹层很难顺利引入盘柜,在以往核电站的施工过程中曾多次发生过电缆无法顺利引入盘柜的情况,故有些核电站采用与此相反的布置,既中压电缆在下布置,避免由于电缆过粗无法顺利地将电缆引入盘柜。
2.2 安全性隔离原则
对于电缆来说,除了遵循以上电压等级的隔离要求外,更重要地还要从安全性上对不同安全级别以及不同列的电缆做好隔离。
2.2.1 不同安全列之间的隔离
为了防止一列电缆里的短路、过热等对另一列电缆的破坏,属于一个安全列的电缆或者相关电缆不应与另一安全列的电缆或者相关电缆敷设在同一路径,且两列电缆路径的最小距离为10cm。
考虑电缆的热量对潜在危险的影响,例如火灾等情况,两列电缆需采取一定的隔离方法,例如增加屏障或是保持一定的距离等。最小分割距离视电缆所处的区域而划分为非危险区、低危险区、危险区。对于非危险区,敞开结构与其他结构的距离要保持水平方向2.5cm,竖直方向7.6cm的距离。封闭结构与封闭结构或是当封闭结构在敞开结构下方时,封闭结构与其他结构的距离可以缩短到水平竖直均为2.5cm的距离。
对于低危险区,要求的间隔距离要大很多。可参考下表。该隔离距离参照IEEE-384(2008)与相应国标有稍许出入。
区域内含有中压动力电缆及截面
在危险区内,非安全级与安全级或相关电路之间的最小距离满足上表即可。对于安全级或是安全相关级电缆的隔离,应采用对电缆敷设的限制条件和特殊的实体隔离等综合措施,使安全级系统冗余序列的独立性保持在可接受的程度之内,通常,简单的距离隔离是不够的,通常采用实体隔离确保区域内单一列的独立性。
2.2.2 非安全列与安全电路/安全相关电路的隔离
非安全级电路应按表1中规定的最低分隔要求与安全级电路或相关电路进行实体分隔或是分析其影响,并证明安全级电路的性能不会因此而降低至不可接受的程度,否则该非安全级电路应按相关电路处理。对于非安全级低电平仪表信号电路和控制电路,除非:
●非安全级电路未与任一冗余序列的相关电路的电缆一起敷设;
●通过分析证明该非安全级电路不会导致安全级电路的性能降低至不可接受的程度,分析中应考虑有关电路的类别及其可能具有的能量。
2.2.3 安全相关电路
当非安全级电缆未使用隔离装置与安全级电源(信号)或是相关电源(信号)在电气上相连接;或是,无实体隔离,而又靠近安全级设备和电路(安全距离参照3.2.1描述的隔离要求)时,被称为“安全相关电路”。
相关电路采用与其相关的安全级电路相同的方式加以实体分隔。除非通过分析或试验,证明其不会导致安全级电路的性能降低至不可接受的程度,否则均应满足安全级电路的要求。
3 总结
综上所述,为了确保核电站在事故工况下的系统冗余性的实现,对于安全列的电气设备和电路来说必须保证独立性,以确保在任何涉及基准事件发生期间及之后,该安全级电气设备和电路均能执行所要求的安全功能,尤其是安全列的隔离,需逐一分析。设计师在做系统设计以及电缆通道规划时,必须了解隔离的要求,做好规划,确保安全功能的有效性。
参考文献
[1]GB/T 13286(2008)核电厂安全级电气设备和电路独立性准则[S].
民用及核岛结构中钢筋的机械连接 篇7
钢筋机械连接, 通过钢筋与连接件的机械咬合作用或钢筋端面的承压作用, 将一根钢筋中的力传递至另一根钢筋。常用机械接头类型有:套筒挤压接头, 即通过挤压力使钢套筒塑性变形与带肋钢筋紧密咬合, 分径向挤压及周向挤压套筒;螺纹接头, 包括锥螺纹接头、镦粗直螺纹接头、滚轧直螺纹接头, 即通过螺纹咬合传力;充填接头, 包括金属充填接头、水泥灌浆充填接头, 即在钢筋与套筒间填充熔融金属或特制水泥浆间接咬合。民用结构中常采用径向挤压和钢筋锥螺纹接头, 核电站中常用滚轧直螺纹接头。
二、机械连接性能等级
性能等级Ⅰ、Ⅱ、Ⅲ, 主要由单向拉伸、高应力反复拉压、大变形反复拉压要求的材料性能指标确定。单向拉伸, 加载0→0.6fyk→0.02fyk→0.6fyk→0.02fyk→0.6fyk (测量非弹性变形) →最大拉力→0 (测定总伸长率) , 强度和变形反映了接头的基本性能。高应力反复拉压, 加载0→ (0.9fyk→-0.5fyk) 反复20次→破坏, 反映了接头在风荷载及小地震情况下承受反复高应力的能力。大变形反复拉压, Ⅰ、Ⅱ级加载0→ (2εyk→-0.5fyk) 反复4次→ (5εyk→-0.5fyk) 反复4次→破坏, Ⅲ级加载0→ (2εyk→-0.5fyk) 反复4次→破坏, 反映了接头在强烈地震下钢筋进入塑性变形阶段接头的受力性能。性能指标详见表1。
f0mst接头试件实际抗拉强度;f0st接头试件中钢筋抗拉强度实测值;fuk钢筋抗拉强度标准值;fyk钢筋屈服强度标准值;u接头的非弹性变形;u20接头经高应力反复拉压20次后的残余变形;u4、8接头经大变形反复拉压4、8次后的残余变形;￡sgt接头试件总伸长率。
三、机械连接设计原则及选型
机械接头设计原则, 根据结构的重要性、应用位置受力特点、接头率要求等, 选用相应性能等级的接头, 满足强度及变形性能的要求。做到安全、经济、方便施工。为确保接头传力性能, 接头连接件的屈服及抗拉承载力标准值应为被连接钢筋的1.1倍。对直接承受动力荷载的结构构件接头应满足设计抗疲劳性能要求, 当无专门要求, 连接HRB335级钢筋时, 应能经受应力幅△σ=100N/mm2、最大应力 σmax=180N/mm2的200万次循环加载;连接HRB400级钢筋时, 应能经受应力幅△σ=100N/mm2、最大应力σmax=190N/mm2的200万次循环加载。接头部位低于-10℃时, 应进行专门试验。不同直径钢筋连接时, 被连接钢筋的直径相差不应大于5mm或钢筋直径规格的两级。保护层厚度宜符合现行混凝土结构设计规范中受力钢筋混凝土保护层最小厚度的规定, 且不得小于15mm, 连接件横向净距不易小于25mm。机械接头选型原则:Ⅰ、Ⅱ级接头选用部位为要求充分发挥钢筋强度或要求延性较高;Ⅲ级接头选用部位为要求充分发挥钢筋强度但要求延性不高。机械接头百分率, 钢筋的接头宜相互错开, 在35d同一连接区段内的接头百分率:应力较小部位或受压钢筋, 接头百分率可不受限制;高应力部位, Ⅲ级接头百分率上限25%, Ⅱ级接头百分率上限50%, Ⅰ级接头百分率可不受限制;机械接头抗震设防要求, 宜避开梁、柱端箍筋加密区, 无法避开时, 应采用Ⅰ、Ⅱ级接头且接头百分率上限50%;机械接头直接承受动力荷载要求, 接头百分率上限50%。机械连接在下述情况下, 作为钢筋连接的必选或优选方法:轴心受拉及小偏心受拉构件纵向受力钢筋不得采用绑扎搭接头, 当受拉钢筋的直径d>28mm及受压钢筋的直径d>32mm不宜采用绑扎搭接头;需进行疲劳验算的构件其纵向受拉钢筋不得采用绑扎搭接头, 也不宜采用焊接头;抗震设防结构钢筋连接头无法避开梁柱端箍筋加密区时, 机械接头的型式检验以及施工现场检验与验收, 民用建构筑物满足钢筋机械连接通用技术规程, 核岛厂房另还要满足混凝土工程钢筋机械接头技术规格书。
四、钢筋机械连接在民用及核岛设计中的应用
钢筋机械连接有其技术特点。接头质量易保证:人为影响因素小, 不受气候影响;接头作业效率高:部分作业在加工区完成, 设备功率小约3KW, 可多台同时作业, 操作简单宜掌握, 同直径或不同直径连接方便快捷;接头作业安全度高:作业无明火, 改善工人劳动条件。接头经济性好:按福清近期价位 (方家山相当, 略有变化) , 钢筋直径为25、32、40的套筒单价分别为14.74、19.74、24.74元/个;搭接长度为40d时, 25、32、40的钢筋价为17.4、39.26、87.04元/个搭接长度;搭接长度为60d时, 25、32、40的钢筋价为26.10、58.89、130.56元/个搭接长度。民用设计中钢筋机械连接由于上述特点已广泛应用, 而且部分因为连接部位、受力特点、接头百分率、施工工艺要求必须或优先采用。核岛设计中除满足上述要求外, 还有其工程特点, 结构重要性高, 结构型式及受力复杂, 钢筋直径大、种类多、分布密, 因而形成其习用设计特点及类型。核岛配筋图中专门技术说明指出, 钢筋连接可优先采用机械连接。核岛中钢筋机械接头型式主要为:钢筋与钢筋的连接、钢筋与锚固块的连接、钢筋与钢结构的连接。钢筋与钢筋的连接组合型式:一阶段单套筒, 二阶段带2个内螺纹的螺母, 简称正丝, 二阶段带螺母的2个带螺纹连接件, 简称正反丝。正丝用于连接两端不带锚头的直钢筋或仅一头带锚头的钢筋, 连接时拧转钢筋, 钢筋向着不同的方向拧转。正反丝用于连接两端均带锚头的钢筋, 连接时仅拧转螺母, 两头带丝钢筋不动即可拧紧, 可控制两边锚头方向。钢筋与锚固块的连接组合型式:一个或两个部件型锻钢锚固块, 坡口或摩擦焊接标准型套筒锚固块。钢筋与钢结构的连接组合型式:坡口或摩擦焊接标准型套筒或螺母于钢结构, 螺栓连接钢筋和混凝土外钢结构或设备。核岛中钢筋机械连接涉及带肋钢筋直径为16～40mm。目前核电现场一般情况下将直径25mm以上钢筋直接由图中搭接连接改为接头百分率50%机械连接, 具体情况:竖向及斜向钢筋连接已基本采用, 水平钢筋连接主要用于直钢筋或仅一头带弯头的钢筋。RX厂房及内部结构一般应用Ⅰ级接头, 其余部分宜采用Ⅰ级接头, 但也允许采用Ⅱ级接头。接头一般采用滚轧直螺纹, 加工方法有直接滚轧方式和剥肋后滚轧方式。其材料的供应、制作, 接头的安装、现场车间预制, 现场、车间预制检查和试验按混凝土工程-钢筋机械接头 B.T.S-1.11执行。
参考文献
[1].钢筋机械连接通用技术规程, JGJ107-2003
[2].混凝土结构设计规范, GB50010-2002
[3].压水堆核岛土建设计与建造规程, RCC-G, 1986年版