某AP1000核電廠循環水泵房方案結構方案研究

王成立，李毅男

(國核電力規劃設計研究院，北京 100094)

某AP1000核電廠循環水泵房方案結構方案研究

王成立，李毅男

(國核電力規劃設計研究院，北京 100094)

由于核電的循環水量較火電大，泵房的體積也更大，尤其是AP1000堆型中的循環水泵房尚無運行經驗，而泵房結構的不規則、大體積等給設計帶來許多新問題。某AP1000核電機組的循環水泵房，參照國內外百萬兆瓦機組循環水泵房的結構布置及相關規范要求，對不同工況組合進行整體數值分析，提出了循環水泵房的分縫方案及溫度控制措施，同時提取了泵房結構內力。

AP1000；泵房；數值分析；分縫。

1 概述

某AP1000技術核電廠設計容量為6臺1000 WM級核電機組，一期建設兩臺。

根據勘測報告，在常規島、取水構筑物及BOP建筑物區無斷裂構造通過，地層產狀比較穩定，地基條件較好，未發現其它不良地質作用，勘察場地是穩定的，巖體內不存在引起較大差異沉降的軟弱地層。地震基本烈度為6度，設計基本地震加速度值0.05 g。

2 循環水泵房的設計依據及結構布置

2.1 循環水泵房的設計依據

2.1.1 設計標準

由于AP1000技術核島的最終熱阱為大氣，因此電廠的取水系統按非核安全級設計，根據《核電廠抗震設計規范》，循環水泵房可歸為Ⅲ類物項，即核電廠中與核安全無關的物項，結構設計標準可參考火電設計標準；而其他核電堆型比如嶺澳的聯合泵房需要向核島重要生水系統水泵供水，秦山核電的聯合泵房為反應堆提供安全廠用水，均屬于Ⅰ類物項，需要按《核電廠抗震設計規范》的相關要求進行抗震設計。

另外，AP1000技術電廠設計壽命為60年，因此循環水泵房的設計使用年限也為60年，這與常規火電設計使用年限50年相比有所區別，而現行中國規范無論對于混凝土的耐久性考量還是對于風壓、雪壓等荷載的重現期的年限都只有50年和100年，在沒有相關標準和規范能參考的情況下，我們從核電站相對火電重要性的角度考慮，荷載重現期按照100年一遇來取值。

2.1.2 混凝土標號及參數選取

計算分析采用的混凝土標號及耐久性的選擇也是一個新問題，首先《混凝土結構耐久性設計規范》和《水工混凝土結構設計規范》關于混凝土標號的選擇就不盡一致，加上AP1000技術60年的設計使用年限使得選擇更加困難。為此，我們專門召開了專家評審會，就混凝土標號及耐久性問題進行討論，考慮到《混凝土結構耐久性設計規范》出版時間在后，而且為國標，最后決定參照耐久性規范來選取混凝土標號及耐久性指標。在海水氯化物環境下，若按照100年使用年限則需要采用C45混凝土，而50年使用年限采用C40混凝土，由于混凝土標號越高，其脆性越厲害，裂縫控制更困難，而大體積混凝土經常容易出現裂縫問題，同時考慮到隨著使用年限的增加，混凝土的強度是緩慢增長的，最后專家們建議采用C40混凝土。

混凝土的其他力學參數依據《水工混凝土結構設計規范》和《水工建筑物抗震設計規范》選取，地基的力學參數依據勘測報告提供的數值，荷載分項系數依據《給水排水工程構筑物結構設計規范》選取。

2.2 循環水泵房的結構布置

某核電廠的循環水系統采用明取明排方案。該系統由取水防坡堤、取水明渠、循環水泵房、虹吸井、排水溝、排水口等組成。根據工藝專業布置，一期工程循環水泵房采用一機三泵方案，兩臺機組共用一座泵房，循環水泵房區域主要包括三部分：循環水泵區域、流道濾網區域，取水前池區域。其中循環水泵區域、流道濾網區域分上部結構和下部結構。下部結構泵池、流道、前池采用現澆鋼筋混凝土結構兼做泵房基礎，泵房兩側跨采用獨立柱基礎，不需特殊處理。

循環水泵區域上部結構平面尺寸為115.2×21 m，高19.34 m，下部泵池平面尺寸為100.2×21 m，深21.1 m；流道濾網區域平面尺寸為110.3× 35.8 m，深24.1 m。

考慮到結構尺寸已遠超過規范允許的伸縮縫間距值，設置了2道伸縮縫。在流道濾網區和取水前池區之間設置一道，在循環水泵區和流道濾網區中央設置一道。之所以選擇在流道濾網區和取水前池區設置一道伸縮縫是因為該兩部分是相對獨立的結構，同時該方向的長度達到86.8m，遠超過了規范允許的伸縮縫設置長度限制；而在循環水泵區和流道濾網區中央設置一道是由于該泵房一機三泵，兩臺機組公用一個泵房，兩臺機組的泵房結構設置基本一致，同時該方向的長度達到100.2m，也已經遠超過規范要求，在中央設置一道伸縮縫后，泵房左右兩邊基本對稱。雖然設置了兩道伸縮縫，但結構的長度仍然超出了規范的要求，為此，我們對泵房的2道伸縮縫設置方案進行了計算分析，根據分析結果來判斷伸縮縫的設置能否滿足結構相關要求，然后決定是否還需要增加伸縮縫的設置。

除了設置伸縮縫來解決溫度應力外，我們在泵房底板與墊層之間也采取設置隔離層等構造措施來控制溫度應力，同時對大體積混凝土的施工方法也提出了一定的建議和要求。

循環水泵房的結構布置見圖1、圖2、圖3。

圖1 循環水泵房平面布置圖(▽8.4m)

圖2 循環水泵房平面布置圖(▽0.2m)

圖3 循環水泵房的剖面圖

3 循環水泵房的內力分析

3.1 計算方法及軟件

考慮到泵房的大體積及不規則，常規的結構力學計算方法不能實現設計深度要求，循環水泵房計算分析采用三維有限元數值模擬方法，并采用國內外通用的ANSYS大型商業軟件。

3.2 單元類型及邊界條件

單元類型采用SOLID45單元，用于構造三維固體結構或者混凝土厚板結構。單元通過8個節點來定義，每個節點有3個沿著x、y、z方向平移的自由度。單元具有塑性、蠕變、膨脹、應力強化、大變形和大應變能力。

泵房底板下部取一定范圍的基礎，在基礎側面垂直約束，基礎底面三向約束。坐標y為深度方向，正方向豎直向上，取值與海拔絕對標高相同；坐標z=0取在模型出口邊墻處，正方向逆水流方向；坐標x=0取在模型最左側，正方向向右。循環水泵房一共6臺機組，按照設計方案，整個循環水泵房結構在中間處設置一條100 mm寬的抗震伸縮縫，在小變形假設及彈性范圍內可以忽略左右兩部分模型之間的相互影響。因此實際計算時僅考慮一半的模型進行分析計算，一半模型泵房結構的尺寸為57.05 m×55.1 m×24.1 m(長×寬×高)。

本次計算模型不包括泵房8.4 m處的廠房，廠房上部結構計算得到柱子的內力作為荷載施加在泵房結構上，以此考慮廠房對泵房結構的影響。

泵房及基礎的有限元模型見圖4、圖5。

圖4 泵房及基礎的有限元模型

圖5 泵房整體模型

3.3 循環水泵房內力分析

3.3.1 內力符號約定及內力圖坐標軸定義

內力符號均符合以下約定：軸力以壓力為負，拉力為正；彎矩以板沿著坐標軸負向受拉時為正，正向受拉為負；剪力以使隔離體順時針轉動者為正。以下各表中，軸力、剪力單位為kN，彎矩單位為kN·m。內力圖坐標軸定義：內力圖的縱坐標為彎矩、軸力、剪力，橫坐標為整體坐標系下相應截面位置坐標。

3.3.2 內力分析

參照《火力發電廠水工設計規范》DL/T 5339-2006的6.5.3.2條及工藝資料，對循環水泵房考慮百年一遇設計高水位3.59 m和設計低水位-3.27 m，千年一遇校核高水位4.81 m，并與波浪荷載、回填土壓力、內外水壓力、結構自重等作用進行工況組合。循環水泵房設計工況共有21個工況，這里以第1流道右隔墻為例來分析。

圖6所示為工況1第1流道右隔墻主應力云圖，圖7所示為工況1流道右隔墻內力圖。

圖6 第1流道右隔墻主應力云圖(工況1)

圖7 第1流道右隔墻Z=41.65處內力圖(工況1)

從圖8所示內力圖分析得到工況1時隔墻Z=41.65 m處控制內力情況為：最大正彎矩為560.41kN.m，對應軸力為-1338.09 kN，剪力為-120.02 kN；最大負彎矩為-502.30 kN.m，對應軸力為-647.45 kN，剪力為-152.41 kN。

分析計算21個工況，并編制程序找出內力最大值，繪制包絡圖，即可得到底板的危險工況及內力。圖8所示為正彎矩內力包絡圖及危險截面的位置。

圖8 正彎矩最大值Mmax與LOC關系圖及CASE與LOC關系圖(Z=41.65)

由圖8可見，最大正彎矩發生在標高約-13 m左右，為循環水泵房底板處，根據結構力學定性分析可知內力分布規律合理。

類似方法及步驟，即可得到泵房所有構件的危險截面及內力，并能找出危險內力發生的工況。根據內力情況即可進行泵房的設計和配筋。

3.4 伸縮縫驗證

在循環水泵房中間(X向)設置一條伸縮縫的情況下，循環水泵房最頂端相對底板與基巖接觸面之間x方向的最大相對位移為：0.53 mm，滿足設置伸縮縫的要求。

在X向設置一道伸縮縫后求，雖然泵房X向長度為50 m，仍超出規范要求，但通過計算并采取設置隔離層等構造措施，已能滿足設計要求，沒有必要對循環水泵房X向設置兩條以上的伸縮縫。

4 結論

⑴對于AP1000循環水泵房結構由于其體積大、不規則的特點，常規結構力學計算手段不能滿足設計深度要求，需要采用數值分析方法進行整體建模分析；

⑵AP1000泵房由于體型復雜，工況數往往較多，需要從眾多工況中提取危險工況的內力數據，其工作量巨大，需要編制數據處理程序，簡化工作量；

⑶由于AP1000循環水泵房與其他核電堆型的泵房及常規火電泵房的不同，使得其從荷載取值及混凝土強度等級等方面都有其特殊性；

⑷由于結構長度超過規范設計限值，泵房考慮設置2道伸縮縫，并通過計算可知伸縮縫的設置合理。

[1]DL 5073-2000，水工建筑物抗震設計規范[S]．

[2]DL/T 5057-2009，水工混凝土設計規范[S]．

[3]DL/T 5339-2006，火力發電廠水工設計規范[S]．

[4]GB 50069-2002，給水排水工程構筑物結構設計規范[S]．

Structure Plan of Circulating Water Pump Workshop of Some AP1000 Nuclear Power Plant

WANG Cheng-li, LI Yi-nan
(State Nuclear Electric Power Planning Design & Research Institute, Beijing 100094, China)

Circulating water fl ow of nuclear power plant is larger than that of thermal power plant, so is the volume of pump house. Especially, there is no experience on running of circulating water pump house of AP1000 nuclear power plant and there are many new problems of the design due to the irregularity and large volume of the pump house structure. A comprehensive numerical analysis was performed for different combinations of working conditions of the circulating water pump house of an AP1000 nuclear power unit with reference to structural schemes of circulating water pump houses of 1000Mwe nuclear power units and relevant speci fi cation requirements both in China and foreign countries. Schemes of division of expansion joints and measures for temperature control were proposed and internal forces of pump house structure were extracted, which provides a reference for structural design of circulating water pump houses of other AP1000 nuclear power plants.

pump house; numerical analysis; expansion joint.

TM623

B

1671-9913(2011)01-0075-04

2010-12-10

王成立(1963-)，男，碩士，高級工程師，國核電力規劃設計研究院副院長。