莊初立， 張永山， 汪大洋， 魏陸順， 韓啟浩

（廣州大學土木工程學院， 廣州 510006）

0 前言

核能發(fā)電不像化石燃料發(fā)電那樣排放巨量的污染物質(zhì)到大氣中， 核電是一種清潔的能源， 正常運行的核電站排放的放射性輻射并不大， 發(fā)展核電可以有效改善我國的能源供應結(jié)構(gòu)， 在應對氣候變化等方面發(fā)揮積極的作用。 根據(jù)國際原子能機構(gòu)2011年公布的最新數(shù)據(jù)， 目前全球正在運行的核電機組共442個， 核電發(fā)電量約占全球發(fā)電總量的16%， 正在建設(shè)的核電機組65個。 截止至2012年我國核電發(fā)電量為980 億千瓦， 不到全國發(fā)電總量的2%[1]， 與世界核電發(fā)電量的平均水平相距甚遠， 發(fā)展清潔高效的核能是中國能源發(fā)展的長期戰(zhàn)略選擇。

核電站結(jié)構(gòu)的抗震能力是保障核電安全的重要內(nèi)容[2-3]。 近些年來地震活動頻繁， 對核電站造成了一定的影響， 而這些影響大多是核電站抗震性能不足的體現(xiàn)， 如2007年日本新潟縣發(fā)生里氏6.8 級地震， 此次地震實際記錄地震動超過柏崎刈羽核電站設(shè)計基準地震動， 比該廠地震設(shè)計基準高出甚多， 地震發(fā)生后， 4個運行機組均能實現(xiàn)自動停堆， 但引發(fā)了多起核安全事故。 2011年日本“3.11” 大地震引發(fā)福島兩座反應堆發(fā)生故障， 其中第一核電站在地震后發(fā)生爆炸， 造成輻射性物質(zhì)傳播。

隔震技術(shù)已經(jīng)是一種成熟的技術(shù)， 能有效的減輕地震作用， 在建筑工程、 橋梁工程中得到廣泛的運用[4-9]， 如昆明新機場航站樓[10]、 蘆山縣人民醫(yī)院[11]、 港珠澳大橋[12]等。 基礎(chǔ)隔震技術(shù)是指在整個結(jié)構(gòu)底部與基礎(chǔ)面之間設(shè)置隔震裝置， 柔性隔震層能降低上部結(jié)構(gòu)的地震反應， 使結(jié)構(gòu)遭受地震破壞的概率大大減小。 核電站結(jié)構(gòu)采用隔震技術(shù)能提高核電站全系統(tǒng)的抗震性能， 可以有效解決地震不確定性導致的核電站風險， 并可以促進核電站設(shè)計和生產(chǎn)的標準化[13]。

圖1 高阻尼橡膠支座Fig.1 High damping rubber bearing

1 核電站隔震裝置的研發(fā)及性能測試

為了提供溫度、 壓力和屏蔽輻射， 核電站的建造一般都使用厚鋼筋混凝土墻， 這也造成結(jié)構(gòu)非常笨重及剛度大， 這些特點也使得核電站隔震的想法能夠被實現(xiàn)， 核電站結(jié)構(gòu)屬于短周期結(jié)構(gòu)可以容易的實現(xiàn)周期延長， 而且大剛度的厚鋼筋混凝土墻可以在使用隔震時幾乎消除上部結(jié)構(gòu)的變形。 核電站的設(shè)計和建造要求十分嚴格， 對抗震性能要求更高， 若核電站采用隔震技術(shù)進行設(shè)計建造， 對于隔震支座要求具備防輻射、 防高溫等特點， 而核電站結(jié)構(gòu)質(zhì)量極大， 這需要有大直徑的隔震支座， 提供所需承載力之外， 還必須能夠達到更大的位移同時保持支座穩(wěn)定。

美國能源部支持研究的先進核項目， 研究了將隔震技術(shù)應用于兩個先進的液態(tài)金屬反應堆，在文獻[14]中對鈉冷快堆SAFR（Sodium Advanced Fast Reactor）采用低形狀系數(shù)的高阻尼橡膠支座（如圖1）進行隔震， 支座用螺栓及銷釘兩種連接方式， 測試隔震支座的水平、 豎向的性能及破壞形態(tài)。 試驗結(jié)果表明， 水平及豎向隔震頻率分別低于1 Hz 和4 Hz， 從而有效地避開了大部分設(shè)備的固有頻率， 在安全停堆地震SSE（safe shutdown earthquake）作用下， 支座的側(cè)向位移為23 cm（191%的剪切變形）， 此外， 用螺栓連接的隔震支座與銷釘連接的隔震支座相比， 證實螺栓連接的隔震支座具有更大的容許位移和穩(wěn)定性。

圖2 鋼絲加強型空氣彈簧Fig.2 Independent cable reinforced rolling-seal air spring

圖3 液壓三維隔震裝置Fig.3 The 3D base isolation device with hydraulic system and rubber bearing

2000年日本對快中子增殖反應堆FBR（Fast Breeder Reactor）應用三維隔震技術(shù)開展了一項大規(guī)模的研究， 在文獻[15-23]提出了三種隔震裝置：①滾動密封式空氣彈簧； ②鋼絲加強型空氣彈簧（如圖2）； ③液壓三維隔震裝置（如圖3）。 采用三維隔震的FBR 反應堆對隔震裝置的豎向頻率要求小于或等1Hz， 阻尼比在20%~40%之間。 研究從隔震支座的性能（阻尼比、 變形及豎向頻率）、 系統(tǒng)可靠性、 便于維護、 經(jīng)濟性等方面， 對三維隔震裝置進行評估， 得出滾動密封式空氣彈簧的性能優(yōu)于另外兩種隔震裝置， 特別是在性能方面適合用于核電站。

韓國對第四代反應堆應用隔震技術(shù)開展了研究， 其中文獻[24]對保障可運輸式自持反應堆STAR-LM(Secure Transportable Autonomous Reactor)開發(fā)了一種新型的三維基礎(chǔ)隔震支座（如圖4 所示）， 文獻[25]對韓國第四代堆型KALIMER（600 MW，Korea Advanced Liquid Metal Reactor）使 用 的疊層橡膠支座（如圖5）進行性能測試， 首先， 對隔震支座所用橡膠進行了大量的樣本測試， 包括剪切動態(tài)測試、 單軸拉伸試驗、 等軸拉伸試驗及平面（純剪）試驗， 再對縮尺橡膠支座進行性能試驗，測試了加載速率、 軸向載荷及加載歷史對橡膠支座的影響， 進行了剪切破壞試驗， 為橡膠支座實際應用于KALIMER 反應堆隔震設(shè)計提供真實的測試數(shù)據(jù)。

圖4 三維基礎(chǔ)隔震支座Fig.4 The 3D base isolation bearing

2 核電站結(jié)構(gòu)隔震的抗震性能研究

目前全世界只有40年前設(shè)計建造的南非Koeberg 核電站和法國的Cruas 核電站[26-27]使用了基底隔震技術(shù)。 雖然這兩座核電站在經(jīng)長期使用后均出現(xiàn)了一些問題， Cruas 核電站所使用的合成氯丁橡膠隔震支座， 隨著使用年限的增加， 發(fā)生老化， 影響其在地震作用下的性能， Koeberg 核電站則是隔震支座連接部位的機械性能不佳而被禁止使用， 但不可否認隔震支座應用于核電站的可行性及有效性[13]。 此外， 法國南部卡達拉奇地區(qū)（Cadarache）正在興建的兩座核電站也采用了隔震技術(shù)[28]， 盡管在過去40年里極少采用隔震技術(shù)來興建核電站， 但是美國、日本及歐洲等國家進行了大量的研究[14，29-32]， 以便將隔震技術(shù)應用于核電工程的建設(shè)中。

圖5 鉛芯橡膠支座Fig.5 Lead rubber bearing

2.1 核電站結(jié)構(gòu)水平隔震抗震性能研究

文獻[32] 從隔震技術(shù)在建筑和橋梁結(jié)構(gòu)的應用中， 指出核電站采用隔震技術(shù)在原理上是合理可行的， 通過對核電站假設(shè)研究， 得出隔震后能顯著降低核電站內(nèi)部結(jié)構(gòu)的加速度譜， 間接提高了次級結(jié)構(gòu)和設(shè)備的安全性。 文獻[33-34]對隔震后的核電站， 采用數(shù)值和物理模擬進行分析， 研究結(jié)果表明， 使用水平隔震后， 能明顯降低核電站輔助系統(tǒng)的地震響應。 文獻[35-36]建立了核電站反應堆結(jié)構(gòu)的數(shù)值模型， 對核電站二次系統(tǒng)結(jié)構(gòu)的抗震性能進行分析， 模型采用了16 種不同參數(shù)的隔震支座（摩擦擺支座6 種、 鉛芯橡膠支座6種及高阻尼橡膠支座4 種）與傳統(tǒng)結(jié)構(gòu)進行時程響應對比。 分析結(jié)果表明， 對于中級地震及小震，隔震后能極大地降低二次系統(tǒng)結(jié)構(gòu)的抗震需求，而對于大震， 減震效果不明顯， 使用長周期的隔震裝置能把二次系統(tǒng)結(jié)構(gòu)的抗震需求最小化。

文獻[37]提出了核電站基礎(chǔ)隔震方法和建議，用有限元分析了核電站在隔震及不隔震情況下的地震響應， 指出隔震后的結(jié)構(gòu)響應是不隔震結(jié)構(gòu)的1/4~1/5。 文獻[38]采用型號為HDS.A900 的鉛芯橡膠隔震支座對核電站安全殼進行隔震設(shè)計， 對安全殼隔震結(jié)構(gòu)進行數(shù)值模擬分析， 分析結(jié)果表明， 可以有效地減小結(jié)構(gòu)加速度、 底部剪力和相對位移， 且隔震層位移在隔震支座的極限變形之內(nèi)。 文獻[39]對核電站混凝土安全殼進行數(shù)值模擬， 對比隔震與非隔震安全殼的地震反應， 時程分析結(jié)果表明， 安全殼頂點加速度、 位移及剪力的最大減震率分別為81%、 93.06%和88.96%， 很明顯隔震系統(tǒng)有效的降低了結(jié)構(gòu)響應， 此外， 隔震前結(jié)構(gòu)主要運動是扭轉(zhuǎn)運動， 采用水平隔震后隔震結(jié)構(gòu)為單純的側(cè)向平動。

文獻[40]介紹了美國通用電氣公司為標準化設(shè)計液態(tài)金屬反應堆對 PRISM（Power Reactor Inherently Safe Module）廠房進行隔震設(shè)計研究， 隔震概念廠房如圖6 所示， 設(shè)計采用20個高阻尼橡膠隔震支座支撐40 000 kN 重的上部結(jié)構(gòu)， 支座直徑為132 cm， 高度58.8 cm， 形狀系數(shù)為23， 由于采用的是高阻尼橡膠支座， 故沒有增加附加阻尼， 為結(jié)構(gòu)提供的側(cè)向及豎向基本周期分別為1.33 s 和0.05 s。 動力測試結(jié)果顯示， 隔震后顯著降低反應堆組件的水平加速度響應譜， 在安全停堆地震作用下， 支座的側(cè)向位移為19 cm（127%的剪切變形）， 因此， 基礎(chǔ)隔震能夠節(jié)省上部結(jié)構(gòu)的建設(shè)成本和提高結(jié)構(gòu)的抗震裕度。

圖6 PRISM 隔震廠房示意圖Fig.6 The 3D schematic of PRISM isolated plang

文獻[41] 對國際革新安全反應堆 IRIS（International Reactor Innovative and Secure）中的核蒸汽供應系統(tǒng)NSSS（Nuclear Steam Supply System）結(jié)構(gòu)進行隔震設(shè)計研究， 采用基底隔震技術(shù)， 在基礎(chǔ)板與NSSS 底板間共布置了120個直徑為1 m、 橡膠總高度為84 mm 的高阻尼橡膠支座。 動力特性分析結(jié)果表明， 采用隔震技術(shù)的NSSS 結(jié)構(gòu)加速度明顯降低（如圖7 所示）， 相對位移沒有明顯增加， 而且采用隔震技術(shù)后顯著改善了地震誘發(fā)的堆芯熔化頻率。

圖7 地面加速度、NSSS 結(jié)構(gòu)隔震前與隔震后頂部加速度對比Fig.7 Comparison between the ground acceleration and the acceleration at the roof of the NSSS building before and after isolation

文獻[25] 詳細介紹了韓國第四代堆型KALIMER（600 MW， Korea Advanced Liquid Metal Reactor）使用基礎(chǔ)隔震技術(shù)的研究， 對疊層橡膠支座進行力學性能測試， 對反應堆隔震結(jié)構(gòu)進行振動臺試驗與數(shù)值仿真結(jié)構(gòu)對比， 證實隔震反應堆的抗震性能的有效性， 有效的提高了KALIMER 反應堆的安全性及結(jié)構(gòu)設(shè)計的經(jīng)濟性， 同時指出三維隔震要比水平隔震更有效果。

水平隔震是最常見的隔震方式， 也是目前唯一應用于核電站的隔震系統(tǒng)， 不僅能夠有效的消耗水平地震能量， 減小結(jié)構(gòu)響應， 還能提高核電站次級結(jié)構(gòu)的安全。 然而水平隔震也存在著一些問題， 地震動作用是多向的， 水平隔震系統(tǒng)不能消耗豎向地震能量， 水平隔震支座的豎向剛度比較大， 地震作用下可能會產(chǎn)生比較大的效應甚至放大效果。 核電站內(nèi)有著復雜的設(shè)備管線系統(tǒng)，豎向地震作用威脅著核電站設(shè)備管線系統(tǒng)的安全，所以豎向地震作用不能忽略。 隔震結(jié)構(gòu)的主要變形集中在隔震層， 隔震系統(tǒng)與非隔震系統(tǒng)間應保持一定的隔震距離， 防止相互間的碰撞， 管線連接應采用柔性接頭， 隔震與非隔震系統(tǒng)間的管線連接變形要確保大于隔震層的變形， 這對于設(shè)計人員來說是一項大的挑戰(zhàn)。 此外， 核電站反應堆結(jié)構(gòu)一般都十分笨重， 剛度極大， 難以發(fā)揮隔震技術(shù)的優(yōu)越性。

2.2 核電站結(jié)構(gòu)三維隔震抗震性能研究

文獻[24] 研究了將隔震技術(shù)應用于STAR-LM反應堆， 采用了兩種隔震系統(tǒng)： ①采用水平隔震系統(tǒng)， 高阻尼疊層橡膠支座； ②三維隔震系統(tǒng)，高阻尼疊層橡膠支座串聯(lián)碟形彈簧（如圖4 所示）。結(jié)果表明： 與傳統(tǒng)結(jié)構(gòu)相比， 水平隔震及三維隔震系統(tǒng)都能有效降低樓層水平加速度， 與水平隔震系統(tǒng)及傳統(tǒng)結(jié)構(gòu)相比， 三維隔震系統(tǒng)能降低樓層豎向加速度， 此外， 增加隔震裝置的阻尼， 能減小隔震反應堆系統(tǒng)與非隔震結(jié)構(gòu)間的間隙， 但是在1.5~5 Hz 的頻率范圍會加大樓層加速度。

文獻[42]設(shè)計了一套由厚層橡膠隔震支座和油阻尼器組成的三維基礎(chǔ)隔震系統(tǒng)， 通過試驗檢測了三維隔震裝置的力學性能， 最后進行了1/15 縮尺模型的振動臺試驗， 結(jié)果表明， 在水平方向與傳統(tǒng)隔震系統(tǒng)具有相同的隔震效果， 而且可以對廠房內(nèi)部設(shè)備和管道進行豎向隔震， 具有較為穩(wěn)定的振動特性， 提高了核電站結(jié)構(gòu)的抗震能力。

文獻[18]為商業(yè)FBR 核電站研發(fā)了液壓三維隔震系統(tǒng)， 由一組液壓承載缸連接儲氣裝置與一組搖擺抑制裝置串聯(lián)， 并且每個疊層橡膠支座下都有一個承載缸， 共布置270個隔震裝置， 商業(yè)FBR 的主要隔震規(guī)格是水平向及豎向周期分別為2.8 s 和2 s， 豎向容許位移為±200 mm， 對反應堆隔震結(jié)構(gòu)進行縮尺振動臺試驗。 試驗結(jié)果表明，符合預期的性能目標， 可以明顯地抑制搖擺運動，降低地震響應。 文獻[19]對滾動密封型空氣彈簧和液壓搖擺抑制系統(tǒng)進行了振動臺試驗研究， 試驗結(jié)果表明： ①隔震裝置的特性（固有頻率、 阻尼系數(shù)等）的測試值與設(shè)計值幾乎相等； ②測試的結(jié)構(gòu)最大反應與預測值相近； ③對于三向地震輸入液壓搖擺抑制裝置能有效控制結(jié)構(gòu)搖擺反應； ④隔震系統(tǒng)能極大的降低豎向加速度（如圖8 所示），證實這套三維隔震裝置可應用于核電站。

圖8 隔震前后豎向加速度譜Fig.8 Response spectrum in vertical direction before and after isolation

文獻[43]為下一代核電站研發(fā)了一種三維隔震系統(tǒng)（獨立鋼絲加強型空氣彈簧）， 這套系統(tǒng)由鋼絲加強型空氣彈簧、 防搖擺裝置（rocking arresters）及粘滯阻尼器組成， 空氣彈簧外徑、 內(nèi)徑、 高度分別為8 m、 6 m 及3.5 m， 水平及豎向的容許位移分別為1 m 和0.5 m， 將這套系統(tǒng)應用于中型鈉冷快堆（medium scaled sodium cooling type FBR），隔震裝置平面布置如圖9 所示， 為了驗證這個系統(tǒng)的性能進行了振動臺試驗、 結(jié)構(gòu)完整性試驗，研究結(jié)果表明， 隔震系統(tǒng)的動力特性、 隔震裝置的一階固有頻率、 阻尼力可以作為設(shè)計方法的評估參數(shù)， 這套三維隔震系統(tǒng)適用于實際的核能發(fā)電廠。

三維隔震技術(shù)對于核電站而言是比較理想的隔震技術(shù)， 能同時消耗水平和豎向地震能量， 大大提高核電站全系統(tǒng)的抗震性能， 但此項技術(shù)也存在著一些缺點， 到目前為止很少將三維隔震技術(shù)應用于實際建設(shè)中， 主要原因是很難抑制三維隔震結(jié)構(gòu)的搖擺問題及豎向隔震裝置的承載力不足， 研發(fā)承載力大和穩(wěn)定力學性能的的隔震支座，能夠為三維隔震技術(shù)在核電站的應用創(chuàng)造良好的條件。

圖9 基礎(chǔ)隔震系統(tǒng)在實際核電站中的布置Fig.9 The layout of base isolation system in the actual power plant

3 核電站結(jié)構(gòu)隔震技術(shù)規(guī)程

隔震技術(shù)在核電站結(jié)構(gòu)上的應用， 首先面臨的問題是隔震設(shè)計所需要的核電站隔震結(jié)構(gòu)設(shè)計規(guī)范。 我國現(xiàn)行的 《核電廠抗震設(shè)計規(guī)范》(GB 50267-97)[44]中沒有隔震結(jié)構(gòu)設(shè)計方面的內(nèi)容。 而為了保證核電站結(jié)構(gòu)的可靠性， 要保證相關(guān)規(guī)范的可靠和與時俱進。 目前我國的核電站抗震規(guī)范落后于實際建設(shè)需要[45]， 近些年來地震活動頻繁，若引發(fā)核安全事件， 將造成重大損失， 因此， 加快修訂我國核電站抗震規(guī)范已十分緊迫。

為了推進隔震技術(shù)在核電工程的應用， 2000年日本電力協(xié)會發(fā)布了世界上第一個關(guān)于核電站結(jié)構(gòu)的隔震設(shè)計規(guī)范《核電廠隔震結(jié)構(gòu)設(shè)計技術(shù)指南》（JAEG 4614-2000)[46]； 2009年日本核能安全機構(gòu)發(fā)布了《隔震結(jié)構(gòu)審查規(guī)則指南》(JNES-SS-1001)[47]?！逗穗姀S隔震結(jié)構(gòu)設(shè)計技術(shù)指南》 主要講述了以下幾個方面： ①對使用隔震技術(shù)的核設(shè)施按照抗震重要性分為四類： As、 A、 B、 及C， 其中As 為最高級， C 為最低級； ②隔震設(shè)計與評價的方法；③荷載組合和必需的安全裕度； ④隔震支座及耗能裝置的性能要求， 允許使用三類支座:鉛芯橡膠支座、 天然橡膠支座加阻尼器、 高阻尼支座； ⑤輔助系統(tǒng)的設(shè)計要求(管道、 機械等)； ⑥隔震支座的質(zhì)量控制和維護要求。 《隔震結(jié)構(gòu)審查規(guī)則指南》 所編寫的規(guī)范條文不僅適用于日本本土也適用于日本以外的國家， 增加了豎向隔震的內(nèi)容，且不指定隔震裝置的類型， 推薦使用被動隔震裝置以防地震后失去廠外電力支持。

美國有著一套完整的核電法規(guī)體系， 但并沒有專門針對核電站隔震設(shè)計發(fā)布規(guī)范， 而美國核管會（NRC）相關(guān)導則指南（RG）中的一些一般性條款在隔震設(shè)計時具有重要的參考意義， RG1.60《核反應堆設(shè)計反應譜》[48]是一本關(guān)于核電廠選取地震動的規(guī)范， 需要指出的是RG1.60 設(shè)計譜并沒有考慮場地土類型對反應譜的影響， 對于土層場地和巖土場地采用相同的設(shè)計譜， 而且RG1.60 所確定的控制地面運動具有一定的保守性； RG1.208《基于性能的方法確定特定廠址地震地動》[49]是用來確定指定場地的地震動反應譜規(guī)范， 核電站設(shè)計所采用的安全停堆地震動可以由此得到。 NRC 推薦RG1.208 與ASCE 43-05 一起使用對核電站結(jié)構(gòu)進行基于性能的設(shè)計[50]， 目前， NRC 在其發(fā)布的一系列核電廠設(shè)計相關(guān)導則指南的基礎(chǔ)上正在制定專門針對核電廠的隔震設(shè)計規(guī)范[51]。 此外美國土木工程師學會在其新版的ASCE 4 中增加了核電站隔震設(shè)計的內(nèi)容[50]， 認為低阻尼橡膠支座、 鉛芯橡膠支座及由重力提供恢復力的滑動支座適合應用于核電站結(jié)構(gòu)， 要求采用時程分析對核電站隔震結(jié)構(gòu)進行設(shè)計。

4 核電站結(jié)構(gòu)隔震研究有待解決的問題

核電站采用基礎(chǔ)隔震技術(shù)可以在很大程度上提高核電站的抗震性能， 雖然美國、日本等國家對核電站隔震技術(shù)進行了大量的研究， 并出臺了相關(guān)的隔震設(shè)計規(guī)范， 但未見其在實際核電工程中應用隔震技術(shù)， 目前還存在著一些需要進一步研究和改進的方面。

（1）隔震技術(shù)能提供優(yōu)于傳統(tǒng)的抗震方案，但目前國內(nèi)缺少核電站隔震設(shè)計的相關(guān)規(guī)范， 核電站隔震結(jié)構(gòu)的設(shè)計、 施工、 驗收、 運行缺少規(guī)范的指導， 無法給核電站設(shè)計人員提供設(shè)計依據(jù)。

（2）安裝于輻射區(qū)域的隔震支座， 要具有能防輻射， 抗熱的功能， 需要定時檢查支座的性能，而檢查人員接近的時間有限， 不利于診斷支座的性能， 目前， 缺少具備上述功能的支座及可以遠程診斷支座性能的技術(shù)。

（3）核電站內(nèi)部存在大量復雜的動力設(shè)備和管道系統(tǒng)， 不同的設(shè)備及各類管線， 在有限的空間縱橫交錯， 相互影響， 管道的連接處及支座處在地震作用下容易產(chǎn)生應力集中， 從而發(fā)生破壞，有可能造成核事故或危及核電站的安全， 然而目前核電站的研究更多是針對主體結(jié)構(gòu)的抗震性能研究， 對于設(shè)備和管線抗震性能的研究比較薄弱。

（4）2011年的日本311 地震引發(fā)巨大海嘯，造成福島核多站多個機組發(fā)生停堆， 而應急發(fā)電機也因為海嘯喪失應急功能， 最后引發(fā)核泄漏，而我國核電站基本建設(shè)在沿海地區(qū)， 如何應對地震引發(fā)的海嘯， 及沿海地區(qū)頻發(fā)的臺風， 也是值得研究的問題。

（5）三維隔震技術(shù)能有效隔離水平和豎向地震， 能減小傳輸?shù)浇Y(jié)構(gòu)和部件上的地震作用， 而且也會明顯降低它們之間的耦合影響， 但日前而言此項技術(shù)還未成熟， 需進一步研發(fā)， 為核電站的全方位保護提供可能。

（6）日前我國正大力興建核電站， 內(nèi)陸發(fā)展核電能源是必然的選擇， 而目前對于地震發(fā)生的機理并沒有完全了解， 斷裂層帶具有潛伏性， 近斷層地震動對核電站隔震結(jié)構(gòu)抗震性能影響的研究很少。 此外， 主余震連續(xù)作用下核電站隔震結(jié)構(gòu)的抗震性能變化及隔震裝置的損傷研究很少。

5 結(jié)語

（1）對核電站內(nèi)部設(shè)備管線及次級結(jié)構(gòu)的抗震性能研究較少。 已有的試驗研究大多針對核電站主體結(jié)構(gòu)的抗震性能， 主體結(jié)構(gòu)的抗震性能并不能反應核電站整體的抗震性能， 核電站內(nèi)的流體系統(tǒng)、 部件、 管線一旦失效可能會危及到整個核反應堆的正常運作。

（2）近斷層地震動及主余震連續(xù)作用對核電站抗震性能的研究尚少。 近斷層地震動的豎向分量可能大于水平分量且具有脈沖特性， 隔震結(jié)構(gòu)對于脈沖型地震較為敏感， 在脈沖型地震動作用下， 結(jié)構(gòu)底部會產(chǎn)生過大的變形， 有可能與周邊結(jié)構(gòu)發(fā)生碰撞。 此外， 在主震、 余震多次作用下，隔震裝置和材料是否能持續(xù)工作以保證核電站結(jié)構(gòu)的安全， 是值得研究的問題。

（3）對核電站豎向隔震的研究尚不成熟。 與水平隔震技術(shù)相比豎向隔震發(fā)展緩慢， 整體結(jié)構(gòu)采用三維隔震支座時， 由于支座剛度較小， 地震發(fā)生時， 如何解決隔震結(jié)構(gòu)的搖擺問題和確保支座的穩(wěn)定性和安全性， 一直是三維隔震長期沒有解決的國際前沿課題。

建議： 以核電站全系統(tǒng)為研究對象， 通過理論分析、 數(shù)值模擬和隔震結(jié)構(gòu)振動臺試驗相結(jié)合的手段， 深入研究核電站隔震結(jié)構(gòu)的減震機理、水平與豎向地震反應耦合效應及其動力響應控制方法， 以及在強震作用下核電站內(nèi)部設(shè)備、 管線的地震響應規(guī)律， 簡化核電站隔震結(jié)構(gòu)力學模型，提出近似假定的計算模型， 建立一套完整的核電站隔震結(jié)構(gòu)的計算模型， 建立核電站隔震結(jié)構(gòu)的反應預測方法， 為核電站的建造提供有效解決地震不確定性導致核電站風險的技術(shù)手段， 并可以促進核電站設(shè)計和生產(chǎn)的標準化。

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