核電廠地基液化問題的評價及工程處理實例

趙德山，方 昊，丘善森

(中廣核工程有限公司，廣東 深圳 518124)

近年來，隨著核電的加速發展，勢必會導致核電廠址資源的稀缺，非基巖廠址是緩解廠址資源稀缺的有效途徑之一。在廠址的具體評價過程中，非基巖核電廠址需重點關注液化問題，尤其對于核島地基，因其將影響到核電廠建設、運營期間的安全性和穩定性。對于核電廠的液化評價，除遵照一般行業標準執行外，還要遵照核安全相關的法規導則。本文將結合國內外法規導則對核電廠液化問題的評價進行總結，為我國核電廠的地基液化評價提供參考。

1 土壤液化的判據和基本步驟

對核電廠液化評價的法規導則，目前通用的包括IAEA安全導則、美國NRC RG1.198、US NRC以及我國的核安全導則等。核電廠土壤液化的判據通常涉及具體廠址的參數特征，IAEA安全導則中第NS-G-3.6號中規定在判斷液化勢時，應考慮的參數通常包括：地層的厚度和變化，各地層的平均相對密度和變化，地面運動相關的水位，考慮實驗室條件和野外實際條件差異的修正系數，廠址基準地面運動的等效均勻循環數以及破壞準則等。

NRC RG1.198《評價核電廠廠址土壤地震液化的程序和準則》中規定，對評價廠址是否存在液化勢，判據需包括如下的廠址條件特征：廠址地形；廠址地下條件的概念模型，包括巖土性質分類、廠址巖土的形成時代、地下三維土壤分層；代表當前和歷史脈動的水位記錄；廠址區域和附近區域的液化歷史記錄、廠址區的地震歷史等。

美國核安全管理委員會(US NRC)對液化的評價審查一般分以下三個步驟：⑴ 如果鄰近抗震Ⅰ類構筑物和位于抗震Ⅰ類構筑物以下的廠址地基是飽和土，并且潛水面在基巖上部，則需要對該廠址進行液化可能性分析。⑵ 是否需要詳細分析，可根據對廠址地層、關鍵的土壤參數以及安全相關地基的位置進行逐項研究后作出決定。⑶ 如果土壤是可能液化的，則要求取得廠址的未擾動樣品，并進行相應的實驗室試驗。通常采用確定論和概率論的兩種方法對液化可能性進行評價，(見圖1)。

圖1 液化勢評價基本步驟

2 核電廠土壤液化的評價方法和評價準則

關于評價方法，IAEA第NS-G-3.6號第3節廠址研究中關于液化勢的評價方法主要包括經驗方法、傳統分析方法和精密分析方法。美國核安全管理委員會(US NRC)評價方法主要包括概率論法和確定論法，與IAEA導則中的傳統分析方法和精密分析方法類似。我國核安全導則HAD(101/12)對液化勢的評價方法包括經驗法和解析法兩種，類似于IAEA安全導則中的經驗法和傳統分析方法(表1)，具體規定如下：

表1 主要法規、導則對液化勢評價的方法

經驗方法是基于歷史地震中的實際表現，利用應力比與標準貫入試驗或錐形貫入試驗貫入阻力的關系圖表來評價液化勢。其判別的基本原理是：在宏觀地震液化和非液化區域，依據現場試驗測得判別指標的數據，通過分析、統計和總結，建立與宏觀地震災害資料之間的關系，得出經驗公式或液化分界線來判別液化與否。主要包括標準貫入臨界擊數判別法(SPT)、錐形貫入試驗判別法(CPT)和剪切波速法。各種方法比較見表2。

表2 經驗方法評估液化勢比較表

傳統分析方法是通過比較每層土壤中的循環強度特征與計算的等周期來確定液化勢，這類方法以Seed 和Idriss 提出的抗液化剪應力法為代表。該方法是根據室內試驗模擬現場條件確定土體的抗液化強度，同時用設計地震資料計算地震動應力指標，比較兩者大小判別液化與否。在評價過程中，主要需考慮的因素包括地震幅度、持續時間以及震中距離。地震運動的特征和形式對于土壤響應分析是很重要的，會直接影響分析結果。采用的主要室內試驗有：各種類型的循環三軸壓縮試驗、共振柱試驗、循環剪切、循環扭剪、振動臺、離心機模型試驗等。

精密分析方法是確定試驗樣品何時“液化”，當作液化作用開始的判據，即孔隙壓力開始等于約束壓力。在精密分析方法中，基土的構成模型被納入到非線形分析中，以便直接評價孔隙壓力的增加和動態地面反應。在大多數情況下，進行有效應力分析，因為它能夠模擬孔隙壓力中的時間依賴性變化以及它們對基土特性變化的影響。在這種精密分析中，液化勢可根據壓力增加或應變增加所選擇的地震輸入運動直接加以評價。

在詳細勘察階段應首先完成未擾動樣品的取樣，主要目的是：⑴ 確定土壤的分層以及進一步確定可能液化土壤的范圍。⑵ 測量土壤的密度和動態性質，以作為動態響應分析的輸入條件。⑶ 如未能獲得廠址土壤的詳細數據，應重新取得未擾動樣品進行實驗室試驗。

在具體的定量評價過程中，液化敏感度可以用液化發生的安全因子來表示,其定義為：

其中，CRR為周期阻力比，它是土壤可以得到的對液化的阻力，可表示為引起液化所需的周期應力；CSR為周期應力比，它是設計載荷產生的周期應力。

US RG1.198規定：安全因子(FS)≤1.1，為防止液化安全因子的低值；安全因子(FS)≥1.4，為液化安全因子的高值。安全因子(FS)≈1.1～1.4，為介于安全因子的低值和高值之間。

3 地基液化的處理實例

在液化勢的評價過程中，應重點評價基巖上覆土層的液化情況。根據評價步驟，應首先進行經驗判斷，如不能確定是否液化，則應定量計算液化的安全因子，當液化安全因子小于1.1時，則土壤存在液化可能性，應對土層應進行開挖置換或加固，排除液化后，需再進一步評價地基的承載能力和不均勻沉降。

美國沃戈托核電廠位于美國南部的喬治亞州，是一個典型的非基巖廠址，坐落在約100 m厚的沿海平原沉積物上，地層從上到下分別為上部砂層、粘土層、下部砂層和盆地沉積巖。

根據土壤液化的經驗判斷，沃戈托核電廠址設計地面加速度高、土壤是飽和的砂和粉質砂，土壤含有可變細顆粒組分的砂，地下水位在地面下約10 m左右，上部砂層SPTN平均值為25 bpf，因此存在液化的可能性，下伏的粘土層密度較大，因此該層不涉及液化。

由于上部砂層位于地下水水位以下，通過定性判別，得出的液化安全因子小于1.1，是可能液化的，此外該砂層下伏的石灰巖層含有溶解通道、裂縫和其他不連續面。因此，為保證核電廠址的安全和穩定性，上部砂層和石灰巖將予以去除。選擇經壓實達到97%最大密度的砂和粉質砂進行回填，通過評價電廠范圍內壓實回填土的液化可能性，分析指出液化安全因子介于1.9～2，壓實土不存在液化勢。

4 小結

通過總結國內外法規導則對核電廠地基液化評價的判據，提出了核電廠液化判斷的一般步驟，詳細比較分析了經驗判斷法、傳統分析法和精密分析法的區別和評價準則，并對不同經驗判斷法的特征、適用范圍等方面進行了比較分析。結合美國沃戈托核電廠址，總結提出了核電廠地基液化評價的方法步驟以及擬采取的具體工程措施。為后續我國非基巖核電廠液化問題的評價，提供了重要借鑒作用。

[1]IAEA.核電廠廠址評價和地基的巖土工程問題.第NS-G-3.6號.

[2]核電廠的地基安全問題(HAD101/12).

[3]US NRC Procedures and criteria for assessing seismic soil liquefaction at nuclear power plant sites RG1.198 November 2003.

[4]US NRC Laboratory investigations of soils and rocks for engineering analysis and design of nuclear power plants RG1.138 Revision 2 December 2003.

[5]Vogtle early site permit application.Revision 1 November 2006.