随着我国能源结构的调整,核电技术的日益成熟,二代核电建造技术已经逐步退出国内核电建造的舞台,取而代之的是更加安全、装机容量更大、经济性更高的三代核电站。基于AP1000技术的国核示范CAP1400堆型核电站作为我国三代核电的代表,是中国核电国产化和自主创新的一个重要环节,其模块化的施工理念是核电站未来建造技术发展的趋势。CAP1400堆型核电站采用SC结构(钢板-混凝土结构Steel plate concrete Structure)的屏蔽墙,是在参考堆型AP1000上的创新,目前尚无成熟经验可以借鉴。SC屏蔽墙结构是一种大直径(直径47.97m)环形双层柔性结构,重量大,整体刚度小,吊装过程易出现非弹性变形,而其最终装配精度要求高,给施工带来了极大的难度。为了满足模块施工的需要本文针对SC结构特点,划分不同的模块形式,借助建模软件TEKLA、有限元软件ANSYS、计算软件Midas Gen等,对模块从重心校核、结构加固、吊装工装设计、索具选型等方面对SC结构模块化吊装进行了分析。1.通过对SC屏蔽墙结构模块的自身结构进行分析,考虑与CV(containmentvessel,钢制安全壳,属于核安全机械设备)结构的工艺关系,结合制造及施工的相关要求,可以划分为非封闭式组合模块和整圈模块。2.对非封闭组合模块在自由状态下进行吊装模拟、吊装防变形工装本身的吊装模拟、以及组合模块在设置防变形工装后的吊装模拟,结果表明增加吊装防变形工装后,组合模块的吊装变形能够得到有效控制,能够满足设计和施工需要。同时通过设计一种二级平衡梁,能够有效的解决组合模块重心与CV结构干涉的问题,并根据受力情况完成吊索具的选型。3.对整圈模块进行建模分析,其重心与形心不重合,通过设置配重钢筋能够解决该问题。在配平后对吊装设置数量进行对比分析,结果表明确定上弦32个吊点下弦(?)4个吊点的方案是较好的选择。在此基础上对整圈模块吊装变形进行模拟分析,发现SC结构径向及环向变形较小,在偏心及配重方向存在一定的挠度,总挠度与直径的比值为1/2(?)9,总变形较小,满足要求。通过对不同的吊装工装进行通过在充分考虑荷载条件、荷载组合的情况下,进行对比分析,研究结果表明梯形管桁架方案为最佳方案。对该方案进行吊点错位深度分析、局部吊索失效分析以及在均布荷载情况下分析,需对局部构件进行加强,确保结构的刚度、强度及稳定性满足吊装要求。通过以上研究,从技术角度解决了 CAP1400屏蔽墙模块化吊装的难题,针对不同形式的模块给出解决方案,为后续核电模块化施工提供了参考,为我国顺利推进核电站国产化、自主化做出贡献。