新型核電站常規島結構設計發展分析

尹春明，錢 萍

(廣東省電力設計研究院，廣東 廣州 510663)

1 概述

近期，電力“十二五”規劃編制的工作已啟動，而核電中長期調整方案制訂也已進入尾聲。對2007年國務院批準的《核電中長期發展規劃(2005—2020年)》，初步調整方案是到2020年，我國的核電裝機規模將增長到7500萬千瓦，約占全國發電總裝機容量的5%，發電量達到8%。這標志著我國核電發展進入了新的階段。根據核電發展目標，2005年以來，在國家的大力支持下，廣東、浙江、遼寧、福建、山東等沿海地區正在建設一批新的核電站，中國成為新世紀第一個把宏偉核電規劃變為實際行動的國家。目前嶺澳二期、紅沿河、寧德、陽江、方家山及福清共計20臺機組正在建設之中， 2009年將有山東海陽、高橋島、三門和臺山核電站如期開工。核電發展的春天真正來臨了！

本文選取四個核電站，就“二代半”與“二代”、“三代”和“二代半”核電站常規島土建技術進行比較，分析常規島結構設計因核電技術的發展而相應的變化發展，見表1。

表1 不同堆型比較

2 在建核電站常規島廠房結構介紹

2.1 二代半型核電站

嶺澳二期CPR1000是二代半核電站的代表堆型，其常規島結構方案特點：

2.1.1 大平臺布置

CPR1000常規島汽機房的跨距為44m，縱向長度為100m，有效利用高度約為38m。長度方向共設12排柱，柱距采用8m和12m兩種。汽機房主要分為三層：底層(0.20m)、中間層(6.20m)和運轉層(16.20m)，局部有11.40m層，中間層及運轉層都采用大平臺。

常規島輔助間跨度l5m，縱向長度與汽機房長度相同為100m，有效利用高度約為41m。輔助間主要分四層，即底層(0.20m)、電纜夾層(16.20m)，開關柜層(20.20m)，除氧層(28.20m)，局部有8.20m層。

主廠房采用鋼筋混凝土框排架結構型式，汽機房平臺框架采用鋼結構，鋼框架梁支承在汽機基礎立柱的牛腿上，采用滑動支座，鋼框架梁與廠房主體混凝土結構采用鉸接連接。

2.1.2 防甩擊結構

與核島電氣樓相鄰的山墻，屬于重要的構筑物，山墻上不僅承擔各種連接核島與常規島管道的荷重，還設置了主蒸氣管防甩擊的結構。在山墻柱平面外采取結構措施，形成足夠的抗側力體系，以抵御風荷載，地震作用和管道甩擊力。

2.1.3 汽輪發電機彈性基礎

CPR1000核電廠半速汽輪發電機的基礎采用彈簧隔振的彈性基礎，彈性基礎具有抗振動、抗地震、快速對中調平的優點。汽機基礎立柱與頂臺板之間的連接不采用剛性連接，取而代之的是彈簧隔振器。

圖1 CPR1000常規島汽機彈性基礎與防甩結構

2.2 三代核電站

2.2.1 AP1000結構方案特點

海陽AP1000常規島主廠房從結構角度來說，大體上與CPR1000相似，采用鋼筋混凝土框排架結構型式，設置輔助跨。汽機房的跨距為42m，縱向長度為120.5m，有效利用高度約為38m。長度方向共設12排柱，柱距從9m到13m不等。輔助間跨度l3m，縱向長度與汽機房長度相同為120.5m，有效利用高度約為35m。此外還有以下技術特點：

⑴ 布置連接廠房

按西屋的要求，與核島緊鄰處布置一跨結構，分別與和核島附屬廠房和脫開，在緊鄰常規島主廠房側設置鋼筋混凝土墻。

⑵ 布置連接廠房

按西屋的要求，與核島緊鄰處布置一跨結構，分別與和核島附屬廠房和脫開，在緊鄰常規島主廠房側設置鋼筋混凝土墻。

⑶ 核島對常規島廠房結構有特殊要求

常規島主廠房結構計算時充分考慮核島對常規島廠房結構的要求，例如抗震抗倒塌、龍卷風以及防甩擊的要求。

⑷ 汽輪發電機剛性基礎

目前AP1000核電汽輪發電機采用日本三菱的半速機組，基礎采用框架式剛性基礎，基礎整體從底板到上部結構均與廠房主體結構設縫脫開。

2.2.2 EPR結構方案特點

EPR常規島廠房采用全鋼結構，按半地下室布置，不設置輔助跨，運轉層以上為單跨鋼結構， 汽機房縱向長度109.85m，共10排柱，最大柱距14.5m，其它柱距基本在12m左右；橫向僅一跨，跨度57.2m。廠房帶兩層地下室，標高分別為-13.7m和-7.5m，兩層地下室局部還有一些夾層作為設備平臺。地下擋土墻為鋼筋混凝土墻體，墻身與廠房鋼結構不相連，懸臂結構高度達14m，擋土墻底部與筏基相連。

MSR設備為立式布置，設備立柱直接落在筏板面。1750MW半速汽輪發電機的基礎采用彈簧隔振的彈性基礎。

圖2 EPR常規島廠房三維圖

3 結構設計關鍵技術發展

3.1 汽輪發電機彈性基礎

由于核電機組只能使用飽和蒸汽，汽輪機的進汽溫度和進汽壓力都比較低，每公斤蒸汽的做功能力比較小，因此與使用超臨界以及超、超臨界蒸汽的機組相比較，在發同樣功率的條件下，蒸汽流量大很多。為了擴大汽輪機的通流能力，必須擴大汽輪機末級葉片的通流面積，因此必須增加末級葉片的高度。葉片高度增加后，又因葉片材料強度而受到葉頂線速度的限制，于是必須降低轉速。而降速又受到發電機電樞極數的限制，全速(50或60Hz)以下最接近的轉速是半速(25或30Hz)，于是選擇半速，這是為什么很多核電機組使用半速的原因。目前我國新型的二代半和三代核電站全部采用半速汽輪發電機。

世界上對動力機器基礎的設計有兩種理念：

一種是美國、日本的理念，用大質量來抑制振動。一般情況下，如果機器加基礎的總質量與機器轉子質量的比值大于100，則可以不考慮振動問題。基于這樣的理念，美國、日本機組的基礎都設計得非常大，立柱的尺寸經常做到3m、甚至4m，這么大的尺寸使設備布置的較為困難。

另一種是歐洲的理念，用調頻的方法來隔振與減振。例如使用彈簧隔振的彈性基礎，可以使系統(機器與基礎臺板)的固有頻率由20～25Hz減小到3～3.5Hz，從而使系統的固有頻率遠離了機器的工作頻率，避免了共振的發生。彈性基礎的結構見圖1。它與常規固定基礎的最主要的差別在于將立柱與頂臺板之間的剛性連接拆開了，取代剛性連接的是彈簧隔振器。彈性基礎的系統固有頻率(3～3.5Hz)遠小于半速機組的工作頻率(25或30Hz)，不僅滿足了足夠的避開裕量的要求，而且實踐證明了很好的隔振效果。

表2 核電全速和半速汽輪發電機對比

圖3 嶺澳一期全速汽輪發電機

圖4 嶺澳二期半速汽輪發電機安裝現場

以上是嶺澳一期和二期，全速機和半速機組在設備部件外型與荷重上的對比。嶺澳二期汽機間跨度和一期一樣，而表2可以看出半速機組外型與荷重比全速機大得多。同樣的廠房，布置下更龐大的機組，這都是汽輪發電機彈性基礎節約空間所起的重要作用。

目前國內正在設計的兩個AP1000項目都是采用日本三菱與哈爾濱動力集團聯合生產的1250MW機組。汽輪發電機基礎采用剛性基礎。

表3 以下是嶺澳二期汽機彈性基礎與海陽核電剛性基礎數據對比

從表3可以看出，兩核電站運轉層標高相當，但海陽三菱機型筏板面標高低7m，即立柱長7m，這是由于龐大的凝汽器平面空間受到汽機基礎剛性基礎的限制，只能往高度方面拓展，整個汽機廠房由于凝汽器的設計布置，大大增加了地下結構的工程費用。

對于同一個地區，由于百萬級半速核電機組凝汽器的循環冷卻水量兩倍于百萬級全速火電機組，相比之下凝汽器容積要大得多，因而采用彈性基礎不僅有良好的低頻基礎的動力性能，還可以給廠房布置預留更多的空間。

3.2 常規島抗震性能分析

核電廠結構作為一種特種結構，其安全問題直接影響著周圍的環境，三里島核電站事故、切爾貝利核電站事故及日本JCO核電站事故等說明了核能工業所面臨的風險。因此，對抗震設計的要求很高，要確保遇到極限安全地震震動下不會對電站工作人員和附近造成放射性災害。抗震既要確保電站設備、管道的安全，防止其因破壞導致的放射性物質擴散，又要保證放射性物質擴散防止措施的正常功能及其緊急防止措施的運轉功能。以上是核島等抗震Ⅰ類物項自身所必須具有的抗震性能要求，抗震Ⅰ類物項的抗震標準是在極限安全地震震動(SL-2/SSE)下對結構進行彈性設計。

常規島結構鄰近核島，因而常規島的抗震性能要考慮對核島的影響。原理上對于可能危及抗震Ⅰ類物項功能的非安全級構筑物，可選擇下列設計措施：

⑴ 非安全級構筑物在總圖布置上考慮了其倒塌影響范圍在Ⅰ類物項以外；

⑵ 被危及的抗震Ⅰ類物項被保護，鄰近的非安全級構筑物倒塌不影響Ⅰ類物項；

⑶ 證明非安全級構筑物在極限安全地震震動下不倒塌。

以上三條是從設計原理上分析，但由于核電站總圖布置和核島的設計，第⑴、⑵項在核電設計領域都沒有采用，目前建設的核電站核島輔助廠房外墻與常規島外墻的距離都在10m范圍之內，核島結構設計沒有考慮常規島倒塌沖擊而增加保護措施。所以以上措施唯一可以執行的是第⑶項，即對常規島要進行防倒塌校核驗算。

對與常規島的抗震標準，在《建筑工程抗震設防分類標準》GB50223-2008第5.2.4條規定核電站常規島劃為重點設防類，即乙類建筑。筆者總結了多個國內外核電站常規島的抗震設計(見表4)，認為彈性階段的設計可以采用國標《建筑抗震設計規范》GB50011-2001的規定進行，但由于核電站的特殊性，常規島的倒塌對核島的安全是有影響的，因而彈塑性階段地震作用的輸入應與極限安全地震震動(SL-2、SSE)相匹配，《核電站抗震設計規范》中規定：極限安全地震震動是在設計基準期中年超越概率為0.1‰的地震震動，其峰值加速度不小于0.15，通常為核電廠區可能遭遇的最大地震震動。

表4 國內外核電站常規島抗震設計要求

3.3 樓層反應譜在常規島的應用

核電樓層反應譜是建筑物樓層上相關設備震動輸入的重要依據，在核電站動力分析中是一個重要的部分。有關技術以往一直應用于核電站核安全物項(核島和核級泵房等)的抗震分析，從事核安全物項土建設計方根據整體結構模型分析結果，提取考察點在地震作用及其它動力荷載作用下的樓層響應譜，以接口形式提供給設備制造方，用于重要設備、敏感儀表的連接、安裝設計，保證非結構構件與結構主體構件連接的安全性。

核島和泵房等核安全物項樓層反應譜的計算，通常將其結構簡化為質點-彈簧-梁模型，利用SUPER SAP、CLASSI軟件對結構進行地震響應分析研究，這種方法目前使用較為普遍，而三維空間復雜實體簡化為質點-彈簧-梁模型的計算誤差有待進一步研究。

從嶺澳二期開始，常規島土建設計方需要向進口設備供貨商提供常規島內部分區域的樓層反應譜，以便其進行重要管道和設備與廠房結構構件連接設計。

圖5 某二代半型核電站常規島樓層反應譜

目前常規島結構設計通常采用的是三維空間桿系模型，根據《核電廠抗震設計規范》有關規定進行樓層反應譜的編制，但如何按照結構和地基的材料性質、阻尼比值、地基與結構相互作用等技術參數不確定性以及地震計算方法的近似性而產生的結構頻率不確定性，對計算確定的樓層反應譜予以修正是業內需要進一步探討的問題。

3.4 三代核電站對結構耐久性設計的新要求

根據核電站實際的運行情況和實際需要，目前國際上很多核電機組都延長了服務的年限。隨著科學技術的不斷進步，制造水平和施工水平不斷提高，核電站的設計壽命也不斷加長，國內的大亞灣核電站等設計壽命為40年，臺山核電站EPR機組及國內引進的AP1000機組的設計壽命為60年，表明了核電站業主對設計、制造和施工建設提出了更高的要求。

由于三代核電設計使用壽命的延長，相應的廠房結構設計也必須采取必要的技術措施，以獲得與三代核電設計使用壽命相匹配的設計使用期。我國的《混凝土結構設計規范》規定的混凝土耐久性相關技術要求是針對結構設計使用年限50年提出的，設計使用年限延長以后，如何使廠區混凝土滿足耐久性的要求，如何在設計和施工上采取相應的措施，三代核電站對混凝土結構新的要求。《混凝土結構耐久性設計規范》GB/T50476-2008在2009年5月1日開始施行，該規范對三代核電混凝土設計有一定指導意義。

4 結語

在中國核電全面進入“二代半”同時大力引進“三代”核電的時代，隨著核電技術的發展，常規島結構設計對新技術的要求也不斷提高，設計人員應加強有關技術的開發和應用。

⑴ 半速汽機發電機是現在和將來核電站的主導機型，對于歐洲百萬級半速機組，彈簧隔振的彈性基礎是最佳的結構型式。采用STARDYNE和SAP2000國際通用的成熟軟件可以完成隔振基礎的設計和校核；對于美國、日本機型，這種類似機型完全可以采用彈性基礎，但因為主機廠的原因，仍然采用剛性基礎的型式居多，針對剛性基礎可以采用MFSAP和SAP2000成熟的專業軟件進行優化設計，并配合物模試驗使技術經濟指標更優。

⑵ 抗震性能分析是常規島結構設計的重點，由于2008年8月前國內沒有規范明確常規島的抗震設計水準，各核電站抗震設計方法不一。有的核島設計方對常規島提了明確要求，有的是建設方提出的要求，有的參考《核電廠抗震設計規范》，有的按照《建筑抗震設計規范》。《建筑工程抗震設防分類標準》GB50223-2008施行后，對于常規島結構彈性階段的設計有了明確的規定，考慮到核電站的特殊性，在彈塑性階段地震作用應與極限安全地震震動(SL-2/SSE)相匹配。

⑶ 核電樓層反應譜是核電站重要技術性廠房相關設備震動輸入的重要依據，在核電站動力分析中是一個重要的部分。目前三代核電基本采用半地下室布置，主廠房基礎采用筏基，結構計算模型宜計入地基與結構的相互作用，特別對于地基土平均剪切波速不大于1100m/s的地基。

⑷ 百萬千瓦以上大容量核電站常規島樓面活荷載的取值、三代核電站混凝土耐久性設計、EPR項目超大跨度鋼結構和大型地下懸壁式擋土墻設計等都是新型核電站結構設計面臨的技術問題。

綜合上述，在新型核電站常規島設計技術方面，國際上已取得了長足的進步，國內電力行業的土建結構工程師在未來幾年將面臨艱巨的設計任務和新技術的挑戰，我們應大膽引進和消化吸收，進一步提升技術創新的能力。

[1]GB50011-2001，建筑抗震設計規范[S].

[2]GB50223-2008，建筑工程抗震設防分類標準[S].

[3]GB/T50476-2008，混凝土結構耐久性設計規范[S].

[4]GB50267-97，核電廠抗震設計規范[S].