李守巨,王荣成,杜洪泽,王雨晴

(大连理工大学 工业装备结构分析国家重点实验室,辽宁 大连 116024)

0 引言

核环吊位于反应堆厂房中,其全寿命周期可以分为三个工况,即核电厂安装工况、核电厂运行工况和地震工况。在核电厂安装期间,环吊用于反应堆厂房内蒸汽发生器和反应堆压力容器等重载设备和其他轻载设备的安装调运。核电厂运行期间,环吊用于停堆换料时反应堆压力容器顶盖和堆内构件等设备的装卸吊运以及其他设备的维修吊运。而在地震工况下,核电厂专用起重机设计准则(ETJ 801—93)[1]要求环吊在最大操作负载加极限安全地震动引起的荷载下能保持负载不跌落,大车和小车应能保持在各自的轨道上,不碰撞建筑物,也不掉落零部件。文献[1]是针对二代核环吊提出的,随着我国对第三代核电技术的引进、吸收和发展,专用准则的某些规定已显不足。随着我国三代核电技术的自主化、国产化,核电结构及设备的抗震安全性能要求逐步提高。核电厂环行吊车作为核电厂特种设备,在地震作用下的动力承载特性和动力响应特性研究是保证结构安全性和足够地震安全裕度的重要内容。Chen等[2]数值分析了AP1000核岛在安全停堆地震作用下有无隔震装置的动力响应,通过建立三维有限元模型进行数值计算,生成加速度楼层反应谱,评估了基础隔震技术的有效性和可行性,为核电厂在全寿命周期的安全性、可靠性提供了有力保障。……