关于核电厂内安全级构筑物设计的一点见解

摘要：随着国内核电建设的发展，不同的厂址对应着不同的建设条件，而这些不同的厂址条件对一个核电厂内核安全物项的设计以及论证来说起着决定性的作用。如何对一个定义为核安全物项的子项按照规范要求开展设计和论证工作成了核电设计中的重中之重。

关键词：核电 核安全物项 安全功能

Abstract: With the development of the domestic nuclear power construction, a different site corresponds to different construction conditions. And these different site conditions to design the kernel of a nuclear power plant safety items and argumentation plays a decisive role. How to define the nuclear safety items in accordance with the requirements of design and development verification work has become the priority among priorities in the design of nuclear power.

Keywords: nuclear power; nuclear safety items; safety function;

中图分类号：TB21 文献标识码A 文章编号

1、核电厂物项分级及相应抗震类别的一些基础定义

根据《压水堆核电厂物项分级》（GB/T17569-1998）中的有关条文，核电厂构筑物分为安全级和非安全级两大类。

安全级适用于包容放射性物质、其失效可能使公众或厂区人员所受照射超过规定限值的物项、对安全级设备其保护作用的物项以及作为最终热阱的物项。

非安全级适用于安全级以外的所有构筑物。非安全级当中应当识别出NC（S）类构筑物。

根据HAF0215(1)的要求，核电厂物项共划分为三个抗震类别：

抗震Ⅰ类

抗震Ⅱ类

非核抗震类

以上的物项分级和抗震类别划分可以说只是一个定义，对于具体的物项来说，需要逐个进行分析论证，而论证的结果需要向核安全局上报并得到认可。

2、某核电厂取排水方案整体介绍

某核电厂近岸滩缓水浅，水质泥沙含量较高，因此无法在近岸取水。而明渠取水又违反了珠江治导线不允许有构筑物突出海床的要求，因此，经过反复论证，确定在大襟岛区域设置取水明渠+海底取水隧洞+厂区内海水库的取水方案，取排水方案的整体规划见下图所示，其中厂区护岸以里呈Y字形的即为厂区的安全级海水蓄水库。

图1——某核电厂冷却水取排水方案总布置图

3、海水库物项分级及抗震类别的确定

由于海底隧洞座于粘土层之上，无可靠的基岩地基作为持力层，且沿轴线4.35km范围内穿越各种复杂的地质层，因此，把取水隧洞设计成为核安全级构筑物在现阶段是无法实现的，也即上述的取水方案只可满足循环水取水的要求，而不满足安全厂用水取水的要求。

针对上述问题，我们对安全厂用水的取水方案进行了重新论证。结论是利用海水库作为厂区内的海水蓄水池进行闭式循环冷却或者是利用纳潮取水的原理在岸边重新建设乘潮取水的取水工程。

无论最终采用以上的那种安全厂用水取水方案，海水库均是作为最终热阱的一部分，因此，海水库被定义为安全级物项，抗震Ⅰ类。

4、把海水库设计成安全级构筑物存在的问题

海水库一般采用斜坡堤的结构形式进行设计，斜坡堤采用规格料（块石）堆砌而成，我们一般称这种用规格料堆砌而成的结构为“散粒体”结构。这种结构形式在地震工况下一般会发生堤顶标高降低（断面形式发生变化）、整体圆弧滑动以及局部圆弧滑动等破坏形式。

图2——海水库斜坡堤断面示意图

在该核电项目之前，凡是被定义为安全级物项的子项，设计上均认为其在正常运行地震动（SL-1）和极限安全地震动（SL-2）作用下不能发生任何破坏，也即不能发生变形、裂缝以及局部破坏、整体破坏等。这样的要求对于斜坡堤结构的海水库护岸来说显然不能满足。因为无论如何我们也不能把散粒体的护岸结构设计成地震后不发生任何变形或位移的结构。那么斜坡堤护岸形成的海水库岂不是不能作为最终热阱的一部分了？我们的安全厂用水方案岂不是无法论证通过了？

5、如何把斜坡堤结构形式的海水库设计成为安全级构筑物

发现以上问题以后，我们对海水库的设计进行了反复的论证研究，既然斜坡堤结构形式无法满足安全级构筑物的要求，那么我们是否可以改变其结构形式呢？比如把斜坡堤护岸改成直立墙方案。也即把整个海水库的斜坡堤改造成钢筋混凝土直立墙方案。直立墙方案可以很好的解决这个问题，但是带来的却是无法接受的高昂的工程费用。这个方案对于工程来说也是无法接受的。

我们又仔细的研究了《核电厂抗震设计规范》（GB50267-97）以及《压水堆核电厂物项分级》（GB/T17569-1998）中有关条文，发现后者中有以下内容：

安全级物项（抗震Ⅰ类）应按SL-2地震动设计和论证，应能承受SL-2和SL-1（见HAF0101(1)）地震动荷载，并保证在地震发生时和（或）地震后能执行安全功能。

我们注意到了“安全功能”4个字，也即我们之前所说的“安全级物项在SL-1和SL-2地震动作用下，不能发生变形、裂缝以及局部破坏、整体破坏”的说法是不恰当的，至少对于论证类似海水库斜坡堤这样的散粒体结构是不合适的。至此我们才重新认识到《压水堆核电厂物项分级》中有关安全级构筑物的要求，对于核岛、泵房等钢筋混凝土结构来说，其整体性很好，地震工况下确实不能发生变形、裂缝以及局部破坏、整体破坏；而对于海水库斜坡堤护岸这样的散粒体结构来说，其属于实际意义上的“柔性体结构”，整体性较差，我们只需要保证其震前和震后仍可执行所需的安全功能即可。

6、具体的计算及论证过程

有了上面的结论，我们就着手去论证海水库护岸在地震前和地震后其安全功能如何实现的问题。

海水库安全功能主要体现在三个方面：1）库容；2）流道；3）水质。也即地震发生前后海水库不能丧失其有效库容、护岸不能发生整体圆弧滑动以至阻塞流道、水质不能遭到破坏。

根据海水库以上的安全功能，我们定义海水库斜坡堤（护岸）为安全级物项，采用运行安全地震动（SL-1）进行设计，采用极限安全地震动（SL-2）进行校核。开展数模计算验证后，发现海水库护岸的安全级定义是合适的，满足地震前后海水库所需的安全功能要求。

具体数模计算过程如下：

首先，我们取了土样并开展了“动三轴”试验，得到了后续建模计算所需的参数。

其次，我们用ANSYS有限元软件对海水库护岸建立了海水库护岸断面和地基基础的整体数模模型，旨在开展抗震数模分析。

计算内容包括：

（1）滑动面拟静力法稳定分析。采用滑动面拟静力法验算海水库护岸13个断面结构在地震荷载作用下的稳定性。

（2）静力应力分析。采用有限元方法，计算海水库护岸3个典型断面结构在自重作用下的应力，为有限元动力反应分析、液化危险性分析提供初始应力。

（3）动力反应分析。采用有限元动力分析方法，计算在给定地震（加速度时程）作用下护海水库护岸3个典型断面结构的地震应力、加速度等响应，并为液化危险性分析提供动应力。

（4）液化危险性分析。采用总应力法判别地基的液化可能性。

通过更换不同的水位和不同的地基持力层进行反复试算，给不同土层上的断面设计提供计算支持，其中的一个计算模型断面示意如下：

由于实现海水库的安全功能只需要海水库护岸不发生整体圆弧滑动即可满足，因此，计算中着重计算了不同水位下护岸断面的最危险滑弧，其安全系数均在1.4左右，满足规范要求。

详细的计算过程不在此处赘述。

7、总结

只要是在极端工况下仍可实现其安全功能的子项，无论其发生诸如标高降低、裂缝、局部坍塌等破坏，均可认可其满足安全级物项（抗震Ⅰ类）的要求。

在安全级物项的论证过程中，要结合子项本身的结构特点以及其需要实现的安全功能具体问题具体分析，不能一概而论。

8、参考文献：

《核电厂抗震设计规范》（GB50267-97）

《压水堆核电厂物项分级》（GB/T17569-1998）

某核电厂取排水方案论证报告

某核电厂海水库护岸抗震适应性分析报告