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(環(huán)境保護部核與輻射安全中心，北京　100082)

“華龍一號”是由中核集團和中廣核集團共同開發(fā)，具有完整自主知識產(chǎn)權(quán)的百萬千瓦級壓水堆核電技術(shù)，采用先進的安全設(shè)計理念與技術(shù)，具有創(chuàng)新性的設(shè)計特征，滿足最新的安全要求和國際第三代核電的用戶要求。最初階段，“華龍一號”作為中國自主的三代核電技術(shù)，由中核集團和廣核集團分別研發(fā)設(shè)計，示范工程分別為福清核電站5號機組和防城港核電站3號機組，分別于2015年5月7日和2015年12月24日正式澆筑第一罐混凝土，標志著具有中國完整自主知識產(chǎn)權(quán)的核電技術(shù)“華龍一號”首堆示范工程正式開工建設(shè)?；趦蓚€示范工程技術(shù)融合后的華龍一號技術(shù)方案是我國核電走出去戰(zhàn)略的重要支撐。

兩個“華龍一號”示范工程的核島廠房的布置及組成略有不同。福清核電站5號機組核島廠房包括反應(yīng)堆廠房、外層安全殼和防護廠房、燃料廠房、電氣廠房、安全廠房、核輔助廠房、核廢物廠房等，均屬于抗震I類物項，嚴格按照核電廠相關(guān)的法規(guī)、導(dǎo)則和規(guī)范標準的要求進行抗震設(shè)計。其中，反應(yīng)堆廠房、外層安全殼和防護廠房、燃料廠房、電氣廠房、安全廠房采用公共筏基；核輔助廠房、核廢物廠房單獨筏板基礎(chǔ)。防城港核電站3號機組核島廠房由反應(yīng)堆廠房、外層安全殼和防護廠房、燃料廠房、安全廠房、核輔助廠房、應(yīng)急柴油機廠房等組成。反應(yīng)堆廠房、外層安全殼和防護廠房、燃料廠房、安全廠房共同坐落在一個厚度不同的公共筏基上，在抗震分析中，公共筏基上的核島廠房進行整體分析，其他核輔助廠房、應(yīng)急柴油機廠房單獨進行抗震分析。

“華龍一號” 示范工程核島廠房的結(jié)構(gòu)設(shè)計較二代核電機組有明顯不同，在防御外部自然事件和外部人為事件方面較二代核電機組進行了大量改進。本文對“華龍一號”示范工程核島廠房在防御外部事件方面的主要設(shè)計改進進行介紹。

1　核島廠房的抗震設(shè)計與分析

核島廠房作為容納和支撐核電機組安全級系統(tǒng)和設(shè)備的重要物項，其自身的抗震設(shè)計受到重點關(guān)注；同時對于核島廠房安放安全級系統(tǒng)和設(shè)備的各樓層，需要計算并輸出樓層反應(yīng)譜作為核安全相關(guān)重要設(shè)備及管道力學(xué)分析與抗震鑒定的輸入數(shù)據(jù)。因此，其計算的準確性在核電廠地震響應(yīng)分析中具有舉足輕重的意義。目前，二代核電機組核島廠房抗震分析計算通常建立簡化的集中質(zhì)量廠房模型，依據(jù)國內(nèi)外核電廠抗震設(shè)計規(guī)范(如我國的GB 50267-97《核電廠抗震設(shè)計規(guī)范》，美國的ASCE 4-98及法國的RCC-G等)推薦的集總參數(shù)計算方法考慮土-結(jié)構(gòu)相互作用(SSI)。對于廠房中的貯液水箱結(jié)構(gòu)在地震作用下的液體晃動效應(yīng)影響，依據(jù)美國的ASCE 4-98推薦的水體彈簧公式予以考慮。

廠房結(jié)構(gòu)抗震分析計算理論和計算手段的進步有助于提高核島廠房抗震分析和樓層反應(yīng)譜計算的精度和合理性。

1.1　核島廠房三維實體有限元計算模型

以M310堆型為代表的二代核電站通常建立簡化的集中質(zhì)量廠房模型，如圖1所示，為反應(yīng)堆廠房(RX)計算模型；“華龍一號”示范工程設(shè)計中，對于核島廠房均建立了精細的廠房三維實體有限元模型，如圖2和圖3所示，每個樓層可以依據(jù)關(guān)鍵設(shè)備的支撐所在位置進行相應(yīng)節(jié)點的樓層反應(yīng)譜計算。

圖1　M310反應(yīng)堆廠房(RX)集中質(zhì)量模Fig.1　 NI building lumped mass model of M310 unit

圖2　福清核電站5號機組核島廠房整體三維有限元模型Fig.2　NI building 3D FE model of Fuqing NPP unit 5

圖3　防城港核電站3號機組核島廠房整體三維有限元模型Fig.3　NI building 3D FE model of Fangchenggang NPP unit 3

1.2　地震輸入

以M310堆型為代表的二代核電站的地震輸入采用美國RG1.60標準反應(yīng)譜，激振的作用點為自由場表面。SSE地震的垂直分量零周期加速度為0.133g；OBE地震采用1/2SSE。

中廣核“華龍一號”示范工程核島廠房的抗震設(shè)計按照標準設(shè)計考慮，其地震輸入沿用了M310的RG1.60標準反應(yīng)譜，垂直分量采用0.2g標定的RG1.60水平設(shè)計反應(yīng)譜，如圖4所示。核島廠房標準設(shè)計考慮了從軟到硬的3組地基參數(shù)，其剪切波速分別為1 100 m/s、2 000 m/s、3 000 m/s。同時，取消了OBE地震的設(shè)計。

中核集團“華龍一號”示范工程核島廠房的抗震設(shè)計按照標準設(shè)計考慮，設(shè)計反應(yīng)譜采用美國改進型RG1.60標準反應(yīng)譜，激振的作用點位于廠房的基礎(chǔ)底面?？紤]兩個水平的地震作用，即運行安全地震作用(SL-1)及極限安全地震作用(SL-2)。采用的SL-2級地面運動水平向和豎直向峰值加速度均為0.3g，如圖5所示；SL-1級地面運動水平向和豎直向峰值加速度均為0.1g。標準設(shè)計適用于多種場地情況，考慮的剪切波速分別為600 m/s、700 m/s、900 m/s、1100 m/s、1500 m/s、2000 m/s、2400 m/s和3000 m/s，其中以3000 m/s替代固定端。其他7種地基參數(shù)考慮土-結(jié)構(gòu)相互作用。

圖4　中廣核集團“華龍一號” 示范工程核島廠房設(shè)計地震反應(yīng)譜Fig.4　Design earthquake spectrum of GNPE HPR 1000 NI buildings

可見，兩個“華龍一號” 示范工程核島廠房的抗震設(shè)計水平分量與豎向分量均較M310機組有所提高，且采用軟、中、硬質(zhì)場地的多組地基參數(shù)進行包絡(luò)設(shè)計，提高了核島廠房抗震設(shè)計的安全性和適用性。

圖5　中核集團“華龍一號” 示范工程核島廠房設(shè)計地震反應(yīng)譜Fig.5　 Design earthquake spectrum of CNPE HPR 1000 NI buildings

1.3　設(shè)計樓層反應(yīng)譜的確定

以M310機組為代表的二代核電站的核島廠房，由于采用集中質(zhì)量桿模型，一個節(jié)點輸出的樓層反應(yīng)譜代表整個樓層的地震響應(yīng)，即整個樓層設(shè)備的地震輸入是相同的?！叭A龍一號”示范工程核島廠房建立了精細的廠房三維實體有限元模型，其地震響應(yīng)的輸出是靈活多樣的，可以單獨輸出關(guān)鍵設(shè)計支撐點處的樓層反應(yīng)譜，也可以輸出某一區(qū)域多節(jié)點的樓層反應(yīng)譜，進而取多條計算反應(yīng)譜的包絡(luò)值，作為此區(qū)域的設(shè)計樓層反應(yīng)譜。比如，反應(yīng)堆廠房某樓層計算節(jié)點的選取，如圖6所示。樓層反應(yīng)譜取該樓層全部計算節(jié)點的樓層反應(yīng)譜頻率點對應(yīng)的最大值，最后按照的GB 50267-97《核電廠抗震設(shè)計規(guī)范》附錄E的方法對包絡(luò)的計算反應(yīng)譜進行平滑化處理，最后得到不同阻尼比的設(shè)計樓層反應(yīng)譜，如圖7所示。再者，廠房的三維實體有限元模型考慮了大跨度樓板的柔性，較集中質(zhì)量模型完全剛性樓板的假設(shè)更合理準確。

圖6　反應(yīng)堆廠房內(nèi)部結(jié)構(gòu)某樓層的計算節(jié)點Fig.6　 Calculation notes on a floor of reactor building internal structure

圖7　設(shè)計反應(yīng)譜與計算反應(yīng)譜的比較Fig.7　Comparison of design FRS and calculated FRSs

1.4　環(huán)形水箱地震作用下的流固耦合分析

強地震可在水池或水箱中引發(fā)晃動效應(yīng)。這種現(xiàn)象會在水池中產(chǎn)生波浪，波浪又與懸掛反應(yīng)堆和控制系統(tǒng)的橋架以及靠近水面的水下結(jié)構(gòu)發(fā)生強烈的相互作用。由于液體晃動效應(yīng)典型的自振頻率比結(jié)構(gòu)物的頻率低很多，因此晃動可能在地震的第一高頻波到達廠址之后數(shù)十秒后開始。評價液體晃動現(xiàn)象的兩個主要目的是：評價結(jié)構(gòu)與水池或水箱之間的相互作用和評價水波的高度及其對容器池壁上的動水壓力。

在以M310機組為代表的二代核電機組的核島廠房設(shè)計中使用附加質(zhì)量法將液體分為脈沖質(zhì)量和晃動質(zhì)量及剛度的等效系統(tǒng)進行模擬。依據(jù)Housner彈簧質(zhì)量模型，脈沖壓力的作用可用固定于水箱的等效質(zhì)量來代替，晃動產(chǎn)生的對流壓力可看作是流體的奇數(shù)階振動對水箱體的作用力，等效對流質(zhì)量與水箱側(cè)壁的連接可視為彈簧連接，如圖8所示。這是考慮流固耦合動力計算問題的一種簡化方法。圖8為考慮水箱中流體前3個奇數(shù)階振動的Housner 模型。該方法計算效率高，計算結(jié)果相對保守，缺點是：不能真實地模擬液體晃動對結(jié)構(gòu)產(chǎn)生的影響。

圖8　Housner彈簧質(zhì)量模型Fig.8　Housner mass spring model

為了核電機組的整體安全性，兩個“華龍一號” 示范工程均設(shè)置了外安全殼高位外掛水箱，水箱中有3000 t的水，如圖9所示。此外，“華龍一號”核安全相關(guān)結(jié)構(gòu)水池還包括：燃料廠房中的乏燃料水池、反應(yīng)堆廠房內(nèi)部結(jié)構(gòu)中的3個扇形內(nèi)置換料水箱和電氣廠房輔助給水箱，如圖10所示。

圖9　中核集團“華龍一號”示范工程外安全殼高位外掛水箱Fig.9　Containment high position water tanks of CNPE HPR 1000

在“華龍一號”示范工程中運用有限元計算軟件ABAQUS結(jié)合歐拉-拉格朗日 (CEL) 流固耦合分析的顯式動力學(xué)分析方法，從不同材料網(wǎng)格特性、相互接觸關(guān)系、流體狀態(tài)方程與結(jié)構(gòu)動力學(xué)方程等方面出發(fā)真實模擬地震作用下水池和水箱中的液體晃動對結(jié)構(gòu)產(chǎn)生的影響，得到精確的地震作用下水箱中水與結(jié)構(gòu)的相互作用。

圖10　中核集團“華龍一號”示范工程核安全相關(guān)結(jié)構(gòu)水箱Fig.10　Safety related water tanks of CNPE HPR1000

2　核島廠房抗大型商用飛機撞擊的設(shè)計

“9·11”事件以后，以美國為代表的西方國家，開始在核設(shè)施設(shè)計中考慮大型商用飛機惡意撞擊問題。我國也在2016年頒布的新版HAF102“核動力廠設(shè)計安全規(guī)定”中要求將大型商用飛機撞擊作為一種超設(shè)計基準外部事件，針對新建核電廠的安全影響進行評估，在采用現(xiàn)實模型進行分析的前提下，設(shè)計中采取必要的防護措施，以表明在盡量有限的操縱員動作下保證遭受撞擊后，核電廠能夠維持反應(yīng)堆堆芯冷卻，或保持安全殼完好，以及保持乏燃料冷卻或乏燃料池完整性。

在以M310機組為代表的二代核電機組的核島廠房設(shè)計中均未考慮大型商用飛機的撞擊影響。

2.1　外層安全殼和防護廠房

為了滿足新版HAF102 提出的安全要求，“華龍一號”示范工程通過采用外層安全殼和防護廠房(簡稱APC殼)或充分隔離的冗余系統(tǒng)來防御大型商用飛機撞擊導(dǎo)致的不可接受的后果，即采用APC殼確保反應(yīng)堆和乏燃料池冷卻所必需的非冗余系統(tǒng)或設(shè)施進行保護，APC殼防護的部位包括包容核燃料的反應(yīng)堆廠房與燃料廠房；采用物理隔離措施對確保反應(yīng)堆和乏燃料池冷卻所必需的冗余系統(tǒng)或設(shè)施進行保護。并對“華龍一號”示范工程核島廠房在大型商用飛機撞擊下的影響進行了分析評估。

外層安全殼和防護廠房是為了抗商用大飛機撞擊，而設(shè)置的鋼筋混凝土構(gòu)筑物，簡稱APC殼。福清核電站5號機組外層安全殼的外形類似于內(nèi)層安全殼，非外露筒壁厚度為1.5 m，外露區(qū)域為1.8 m，穹頂厚度為1.8 m。為燃料廠房和電氣廠房提供防護的墻體以及頂板的厚度，除了個別區(qū)域外，均為1.8 m。防城港核電站3號機組外層安全殼的穹頂和筒壁厚度均為1.5 m；安全廠房遭受直接撞擊的墻體厚度為1.2 m，屋面板厚度為1.0 m；燃料廠房的防護外墻的采用變截面厚度，為1.2 m、1.5 m、1.6 m不等，燃料廠房屋面板厚度為 1.0 m。

2.2　大型商用飛機撞擊影響評估

“華龍一號”示范工程的抗大型商用飛機撞擊的設(shè)計采用的大型商用飛機撞擊參數(shù)包括，撞擊角度：與地面夾角為0～10°；撞擊面積：對于機身部分，撞擊面積是圓形，對于機翼部分，撞擊面積為矩形；撞擊速度：110 m/s；燃油質(zhì)量：75 000 kg；飛機總質(zhì)量：400 t；撞擊荷載時程曲線見圖11。

圖11　撞擊荷載時程曲線Fig.11　Impact load time history curve

對于構(gòu)筑物整體破壞的評估，美國電力研究院發(fā)布的NEI07-13推薦了兩種分析方法：荷載時程分析法和飛射物-靶體相互作用分析法。其中，荷載時程分析法直接用沖擊荷載時程函數(shù)進行構(gòu)筑物的響應(yīng)分析，不需要建立飛機的三維有限元模型。中廣核集團“華龍一號”示范工程抗大型商用飛機撞擊的設(shè)計采用此荷載時程分析法；中核集團“華龍一號”示范工程的設(shè)計采用飛射物-靶體相互作用分析法。整體分析的驗收準主要包括：1)結(jié)構(gòu)最大位移，結(jié)構(gòu)位移不應(yīng)超過內(nèi)外殼間距或墻體與重要設(shè)備、系統(tǒng)之間的距離；2)鋼筋極限應(yīng)變，確保結(jié)構(gòu)在大變形情況下不喪失承載能力，鋼筋應(yīng)變不應(yīng)超過5%。

初步計算分析結(jié)果表明，抗大型商用飛機撞擊的結(jié)構(gòu)非線性分析結(jié)果能夠滿足驗收準則要求。

圖12　中核“華龍一號”示范工程大型商用飛機撞擊分析Fig.12　Large commercial aircraft crash analysis of CNPE HPR1000

3　結(jié)論

由中核集團和廣核集團分別研發(fā)設(shè)計的“華龍一號”示范工程在核島廠房外部事件防護設(shè)計中，與二代核電機組相比均按照現(xiàn)行核安全法規(guī)要求進行了技術(shù)改進：

1)在抗震設(shè)計方面，建立了核島廠房三維實體有限元模型；采用了抗震設(shè)計加速度水平有所提高，采用多組地基參數(shù)進行包絡(luò)分析，提高了核島廠房抗震設(shè)計的安全性和適用性；

2)采用流固耦合動力非線性分析方法計算安全相關(guān)重要水池和水箱中水體在地震作用下的晃動效應(yīng)，得到更為精確的分析結(jié)果，用于核島廠房的防護設(shè)計；

3)遵照新版HAF102“核動力廠設(shè)計安全規(guī)定”的要求，將大型商用飛機撞擊作為一種超設(shè)計基準外部事件予以考慮，設(shè)置了防御大型商用飛機撞擊的防護措施，并對核島廠房的撞擊效應(yīng)進行了安全評估。