研究分析新版AP1000結構方面重要審評問題

侯春林，潘 蓉，趙 雷，孫 鋒

(國家環保總局核與輻射安全中心，北京 100082)

研究分析新版AP1000結構方面重要審評問題

侯春林，潘 蓉，趙 雷，孫 鋒

(國家環保總局核與輻射安全中心，北京 100082)

本文首先介紹了AP1000屏蔽廠房結構形式，然后從設計和分析、實驗、建造和檢查三個方面討論了NRC對新版AP1000結構審評相關問題及WEC對這些問題的反饋、驗證和補充分析，并關注了AP1000從舊版基巖廠址拓寬到新版土層廠址涉及的一些結構問題，最后基于以上內容分新版AP1000結構問題可能對國內在建的舊版結構可能產生的影響，為國內在建舊版AP1000和擬建新版AP1000提供了結構方面相關的技術信息，具有一定的借鑒意義。

AP1000；屏蔽廠房；SC結構設計與分析；實驗；建造和檢查。

1 概述

AP1000堆型的設計是基于AP600基礎上開發完成的，AP1000通過AP600設計改進達到增容目的，顯著提高發電功率，同時又保持AP600系統的安全性和簡潔性。AP1000的整個設計過程就是不斷開發和完善的過程， 2006年美國核安全局(NRC)批準的西屋堆型為15版的AP1000，隨后，美國出臺了關于飛機撞擊的法規要求，為適應新規范的要求和設計施工標準化，西屋更新了AP1000的新的屏蔽廠房的結構形式，將屏蔽廠房普通鋼筋混凝土結構修改為鋼板混凝土復合結構，并將原有的結構設計拓寬到適建在土層基礎上。AP1000這種修改對應現有AP1000的修改版本為16版、17版和18版，按照美國的審評制度，最后納入到法規的是19版。從AP1000在NRC申請的設計許可證過程，不難驗證AP1000設計是個逐步發展完善的過程。本文為論述方便，稱2006批準的AP1000堆型為“舊版AP1000”，15版之后NRC正在審評過程中的這幾版稱為“新版AP1000”。針對新版AP1000的審評，2009年10月15日，美國核安全管理部門在網站上公開發表了西屋AP1000的屏蔽廠房設計不滿足設計要求的通知，通知指出：西屋公司提交的AP1000標準設計修改中涉及屏蔽廠房設計的內容不滿足法規要求，需要進一步說明屏蔽廠房結構設計的合理性。在NRC的最終審評結論沒有給出的情況下，三門核電廠1號機組的設計方案退回到15版的AP1000，屏蔽廠房采用普通的鋼筋混凝土結構。為了保證世界首臺AP1000反應堆機組建造的安全性，國家核安全局要求三門核電廠補充提交涉及15版普通鋼筋混凝土屏蔽廠房的設計報告和舊版AP1000反應堆結構形式中已采用SC結構模塊的驗證設計報告；對于后續的工程最終采取哪一種屏蔽廠房結構形式，營運單位仍需要進一步分析確定。

為了解新版AP1000屏蔽廠房存在的問題不會對原有的舊版AP1000的設計是否產生影響，并為后續工程采取新版AP1000的屏蔽廠房結構分析提供更為準確的技術基礎，以確保AP1000的結構設計的安全性，我們有必要詳細了解新版AP1000屏蔽廠房存在的問題和西屋相應的改進措施，并逐個分析其可能產生的影響。

2 新版AP1000屏蔽廠房的審評

2.1 AP1000屏蔽廠房結構介紹

圖1 AP1000屏蔽廠房結構輪廓圖

為了便于介紹17版AP1000的屏蔽廠房結構的審評問題，首先需要對整個屏蔽廠房的結構和功能有所了解，屏蔽廠房的結構輪廓如圖1所示：反應堆廠房采用雙層安全殼，內層為鋼安全殼，外層為屏蔽廠房，其屋頂設置非能動安全殼冷卻系統儲水箱。AP1000區別于II代加壓水堆核電機組的主要特點就是“非能動”的安全系統。非能動安全殼冷卻系統是重要的“非能動”設計概念之一，AP1000非能動安全殼冷卻系統與傳統壓水堆的安全殼噴淋系統的主要功能相同，其作用是發生LOCA事故或主蒸汽管破裂事故發生在安全殼內時，排出安全殼內的熱量。非能動安全殼冷卻系統以鋼安全殼作為傳熱界面，將空氣從外層屏蔽廠房進風口引入，通過外部環廊到達底部，在空氣折流板底部轉向180°，進入內部環廊，再沿安全殼內壁向上流動。由于內部環廊空氣被加熱和水蒸氣存在，造成內外環廊空氣密度差，形成空氣的自然循環，空氣最終從屏蔽廠房頂部煙囪排出。在安全殼頂部設有可供72小時的冷卻水貯存箱，水靠重力向下流，在鋼安全殼弧頂和屏蔽廠房屋頂形成一層水膜。當安全殼內壓力或溫度過高時，系統自動開啟。由形成的水膜和空氣自然循環導出安全殼內的熱量，降低安全殼的壓力，保證安全殼不受損壞。

AP1000設計申請文件中舊版屏蔽廠房為RC結構，而在新版時使用改進的屏蔽廠房為SC結構，且將核電廠建造范圍延展至土層廠址，且于2008年10月14日提交修改后的17版AP1000設計報告于NRC。2009年第三季度NRC針對17版AP1000結構專題的審評狀態是審評階段的第二部分，并在2009年10月公開AP1000新的屏蔽廠房的部分設計未滿相關規范要求，并強調西屋電力公司(WEC)需進一步補充分析和設計驗證。

2.2 設計和計算方面

在WEC的屏蔽廠房結構設計或分析過程中將鋼板混凝土(SC)結構作為一個整體即在模型中作為獨立的一個單元來模擬，WEC沒有充分證明在整個受力分析過程中SC結構是否能一直作為一個整體單元。另外，WEC需進一步說明SC模塊結構是否有足夠的延性能抵抗強烈地震或者龍卷風。

SC結構模塊墻體與普通鋼筋混凝土(RC)結構墻體之間的鏈接缺少相應的設計和詳細的在RC結構部分中的連接信息。因此，審評人員無法確認連接部位能否恰當的傳遞屏蔽廠房的設計荷載。

屏蔽廠房的拉應力區(如進風口附近的環梁)和進風口部位的設計和分析沒有采用有效的設計分析或實驗方法進行驗證，驗證方法可采用參考實驗數據或確認模型實驗；采用單一的殼單元來模擬的914.4mm(36inches)厚的SC墻體或粗略的單元劃分可大概模擬整個結構模型的反應，但是不能充分模擬結構連接部分的應力應變分布，如SC-RC之間的連接，包括屏蔽廠房與基礎和屏蔽廠房與輔助廠房屋頂兩部分的連接。WEC需進一步說明在結構模型中采用殼單元模擬分析鋼板混凝土(SC)結構墻體與鋼筋混凝土墻體之間的連接的合理性。

在屏蔽廠房結構中有使用自密實混凝土(SCC)，但在整個分析和設計過程中WEC沒有考慮自密實混凝土的材料性質和自密實混凝土的效應。與普通混凝土相比，自密實混凝土有較高的收縮和蠕變應力，抗剪、抗延性能力較差，西屋需補充說明自密實混凝土對整個屏蔽廠房分析和設計產生的影響。

WEC沒有考慮每天和季節溫度循環對相關疲勞分析的影響，包括SC模塊結構中鋼板和栓釘之間焊縫、混凝土與拴釘之間應力和應變的差異的增加、混凝土和栓釘粘結力的不斷降低等，以證明在電廠壽期內，拴釘不會因鋼板收縮膨脹而松動，屏蔽廠房能維持其功能。

SC結構模塊中鋼板的厚度12.7mm(1/2inch)不滿足要求，因為SC結構模塊的最大主應力高于主應力允許值；WEC應充分驗證說明SC結構模塊可以避免鋼板局部開裂。

2.3 實驗方面

計劃做實驗的模型不能充分反應SC模塊結構(如，采用L-型 角鋼替代栓釘，忽略了鋼板之間的焊縫連接等)；WEC提供的關于SC結構的平面內應力和拉力荷載試驗邊界條件設置不正確，這個邊界條件會約束試驗模型，高估SC結構的實際應力，而且該實驗不能施加循環動力荷載，因此該實驗不能模擬由地震荷載引起的對屏蔽廠房循環動力荷載的影響分析模型。

2.4 建造和檢查方面

WEC在報告中沒有提供確保屏蔽廠房的設計安全的建造和檢查方法，WEC需說明空洞、開裂、分層和不合規格混凝土建造的檢查方法以確保混凝土結構的完整性。

3 WEC擬采取的實驗措施

3.1 設計和計算方面

為使屏蔽廠房的鋼板與混凝土組合結構在實際破壞分析中作為一個整體模擬，采取三個措施，在鋼板混凝土結構的兩塊鋼板之間增加貫穿抗剪鋼筋桿；增加鋼板的厚度和改變材料類型；在屏蔽廠房進風口環形張力鋼架梁處，混凝土比較弱的地方增加加勁角鋼，修改進風口的設計使結構連接更緊密。

補充RC-SC墻體連接的詳細設計信息，并針對RC-SC連接相關的實驗信息，涉及相關的SC模塊結構和RC-SC連接墻體實驗委托Purdue大學結構力學實驗室完成。

針對屏蔽廠房進風口將進行重新設計以減少進風口的數目，進風口從方形修改為圓形以減少應力集中，同時重新設計進風口的流量以保證事故狀態下屏蔽廠房的非能動冷卻功能；進風口將鋪設管道以代替原有的天然結構形狀，進風口環梁處采用非線性分析，將在修改版DCD文件中提交進風口環梁的內部和外部荷載的描述，關于確定這些荷載參數的實驗正在計劃實施中；進風口環梁的非線性分析有限元模型中采用實體單元模擬混凝土結構。

在屏蔽廠房關鍵截面處，減少自密實混凝土的應用。另外，自密實混凝土收縮和蠕變參數值基于兩個方面獲得：一是中國澆筑自密實混凝土實驗數據和澆筑之后的施工經驗獲得；二是從Purdue大學補充實驗中得到。

溫度引起的非線性應力采用有限元分析進行量化每天和不同季節熱循環的影響。

重新設計進風口增加鋼板的厚度至少228.6mm(3/4inches)；將進行屏蔽廠房的關鍵截面的局部破壞分析，而且解決這個問題也將增加鋼板的厚度。

由于整個屏蔽廠房采用SC結構模式，美國無實際存在的工業規范可依據，WEC將整個屏蔽廠房的重新分析設計過程分析分為三階段進行。第一階段為線彈性分析，彈性模量假定為采用0.8Ec以考慮混凝土開裂造成的剛度降低，采用修改后的計算模型進行動力計算確定峰值加速度Amax，最后采用等效靜力分析法驗證計算結果，并保證SC結構的開裂不影響第一階段的分析結果；第二階段仍為線彈性分析，采用反應譜法和修改后的計算模型獲得結構內力(應力和應變)，最后采用LS-DYDA等效靜力分析法驗證計算結果，并保證SC結構的開裂不影響第二階段的分析結果；第三階段為最終承載力設計，采用反應譜法設計輔助廠房，等效靜力法設計進風口，依據ACI-349及后處理結果得到設計余量，最后采用ABAQUS 有限元模型驗證實驗結果，且ABAQUS的計算結果會表明結構設計在地震荷載下有充足的設計余量。每個階段都是依據假定按常規分析方法進行結構計算和設計，然后采用非線性分析方法或實驗結果進行驗證。針對SC結構，WEC是先基于現有的資料保守假定一些參數按常規方法進行設計，再用非線性分析方法或者相關的實驗結果進行驗證原有設計結果的正確性。

3.2 實驗方面

WEC擬計劃完成的實驗有RC-SC之間的錨固、焊縫強度、SC結構模塊的擬靜力破壞、平面內剪力、平面外剪力及平面內外剪力與拉壓力的組合驗證，這些實驗的樣本個數為1、2或3，這些實驗WEC都委托了Purdue大學來完成，2009年11月、12月及2010年年初WEC同Purdue大學就實驗內容和實驗方法向NRC匯報交流過，這些實驗方法也在持續改進中，2011年已完成。

3.3 建造和檢查方面

2010年2月WEC向NRC匯報了17版AP1000屏蔽廠房的建造和檢查方法，WEC承諾將在建造過程中進行全尺寸SC結構模塊實驗，并制定相關的建造進展、建造技術、建造程序和混凝土無損檢驗評價方法以保證屏蔽廠房結構的完整性。 NRC對該匯報的評價是合理可行，但該項內容需納入到新版DCD文件中，以便進一步審評。WEC承諾屏蔽廠房建造和檢查大綱的詳細內容將納入到新版報告中，供NRC繼續審評。

4 分析屏蔽廠房審評問題

4.1 新版審評問題的分析

針對上述討論的涉及設計與分析的主要審評問題體現在屏蔽廠房采用鋼板混凝土復合結構(SC)的理論依據并不充足，如SC結構的延性、SC結構的模擬、SC結構與RC結構的連接、溫度對結構的影響等，這些問題都是基于SC結構與RC結構不同且在美國沒有相關的工業規范依據而提出的；另外，由于在新的結構形式下采用了自密實混凝土，由于其與普通混凝土的收縮徐變性能有差異，NRC審評人員要求WEC在結構計算分析中要考慮其影響。

實驗方面主要是針對設計與分析中沒有規范依據的SC結構的性能參數進行驗證實驗，相應的驗證實驗原則上是在設計與分析之前完成的，由于美國沒有現有的涉及SC結構的工業規范，也不可能在短時間內針對新版AP1000的SC結構制定出可供依據參考的規范，且WEC為了縮短整個新版AP1000的審評過程，針對新版AP1000結構設計，WEC擬從相應的實驗分析結果驗證原有的計算模型分析中假定的一些參數是合理的或者是保守的。對此，審評過程中并沒有提出相應的異議，只是要有合理的實驗方法和足夠的實驗數目證明。

建造和檢查方面也主要是如何保證SC結構形式的建造質量以保證屏蔽廠房結構完整性，這主要涉及到整個SC結構的建造方法及建造過程中和建造完成后的定期監督檢查方法。

以上討論的問題主要是NRC在官網上公開的需要WEC做進一步工作的相關內容，大部分都是給SC結構相關的問題，而且很多問題都是源于美國暫時沒有關于SC結構相關規范而提出的，現NRC仍在進一步審評過程中。另外，從NRC提出的相應問題中可以看出，在具體的審評過程中針對新版AP1000關注的問題還不止以上內容，如SASSI模型中上部結構與基礎的連接模擬方式修正、輔助廠房與屏蔽廠房連接在有限元模型中的模擬、從基巖廠址拓寬到土層廠址的結構穩定性分析、基巖廠址與土層廠址地震輸入方面的比較分析、近場地震高頻振動的影響分析、非能動系統頂部水箱在抗震分析時晃動水體的有效質量和水體和屏蔽廠房在抗震分析過程中相互作用的處理方式、屏蔽廠房結構非線性分析中阻尼比的選擇、屏蔽廠房使用SC結構后整個核島廠房防商用飛機惡意撞擊的問題分析、涉及到土層廠址上不對稱基礎的等效剛度和阻尼的等效方法等等，還有很多方面的內容需要進一步深入研究，并給出一個相對合理的評價處理方式。

4.2 新版審評問題對舊版設計可能產生的影響

在中國，核電廠業主提交給國家核安全局的AP1000初步安全分析報告基本上是在16版AP1000標準設計DCD第二層文件(Tier2)的基礎上針對本核電廠的具體情況做了局部修改(廠址特性和特定系統設計)后編制而成的，絕大部分內容與16版AP1000標準設計DCD第二層文件一致[8]，故中國國家核安全局受理審評的AP1000可以說是新版AP1000。另外，針對AP1000的審評，國家核安全局的審評周期基本為一年。如：2008年2月27日，三門核電有限公司于向國家核安全局提交了三門核電廠1&2號機組建造許可證申請，并提交了申請的支持性文件，包括初步安全分析報告；2009年3月11日，審評人員完成初步安全分析報告審評情況匯報。在中國審評人員不足、AP1000的審評周期短的情況下，對新版AP1000的審評還達不到NRC的審評詳細程度，在中國針對新版的AP1000的審評只是將屏蔽廠房SC結構留了一個開口，并注明要緊跟NRC的具體審評結論，而沒有對應具體的審評問題。當了解NRC在網站上公開相應的新版AP1000的審評問題后，申請方和審評方都非常重視，為了世界首臺核電廠的安全，鑒于NRC的審評機制、審評進度和WEC提交審評問題反饋的進展，三門核電廠1號機組擬退回到15版的屏蔽廠房結構形式，即采用普通的鋼筋混凝土結構。既然三門核電廠1號機組退回到舊版的AP1000，我們就有必要詳細分析新版AP1000的審評問題可能對舊版AP1000產生的影響，以便及時做好相應的改進工作。

舊版屏蔽廠房的結構形式是普通混凝土結構，但是舊版的內部結構和輔助廠房確是鋼板加混凝土的復合結構，這就意味著新版所有涉及SC結構的一些問題，舊版也將會同時存在。針對舊版AP1000中SC結構的計算和設計方面的問題，基于中國AP1000機組緊張工期，且舊版的SC結構與新版的模塊結構相比尺寸相對比較小，在中國使用舊版AP1000的核電廠營運單位可以依據日本規范JEAG4618驗證SC結構的安全性。盡管如此，我們仍要排查關注規范JEAG4618也未能涉及到的個別問題。同時，要關注進風口環梁在有限元中的模擬和幾個關鍵連接部位的詳細設計，這幾個關鍵連接部位是非能動系統水箱墻體與屋頂的連接、進風口部位與屋頂及屏蔽廠房墻體的連接、內部結構與基礎的連接、安全殼屏蔽廠房與輔助廠房屋頂的連接。

針對15版AP1000的SC結構的實驗方面，因中國依據日本規范JEAG4618完成SC結構計算和設計驗證過程，也就是說明15版AP1000的SC結構的實驗方面間接引用了日本關于SC結構的實驗結果。當然，納入到規范的實驗數據的可靠性相對比較高，盡管如此，我們也有必要積極跟蹤WEC針對新版AP1000的SC結構的實驗，了解其實驗結果是否與日本規范中引用的實驗結果是否一致，以便及時避免兩者實驗結果不一致可能對西屋15版AP1000的內部結構和輔助廠房造成的安全影響。

SC結構的建造和檢查方面可以說是15版面臨的相對緊急的問題，中國AP1000的建造在緊張有序的進行中，國外AP1000僅在審評過程中，在此種情況下，針對SC結構的建造和檢查方法我們只能自力更生，摸索著前進。在中國建造AP1000的SC結構時，要及時建立SC結構的建造和檢查大綱，以保證整個核島結構的建造質量。

從新版AP1000的審評問題分析中不難看出，對舊版AP1000可能產生影響的問題主要涉及到兩個方面：一是NRC在官網上公開發給WEC的問題，大部分涉及到SC結構；二是審評中提出的RAI對應的問題，大部分涉及到從舊版AP1000基巖廠址拓寬到新版AP1000的土層廠址適應性的一些內容。對于舊版AP1000涉及的SC結構問題，中國依據日本規范JEAG4618進行驗證分析；對于舊版AP1000只是建造在基巖廠址上，涉及到土層適應性的問題不會對舊版AP1000產生影響。但是我們也應該同時注意到，日本規范JEAG4618并沒有覆蓋所有NRC在官網上公開的涉及SC的問題，如自密實混凝土的性能；審評中提出的RAI對應的問題也不全是土層廠址適應性的問題，如結構分析過程中有限元模擬的合理性、非線性分析結構阻尼比的選取和非能動系統頂部水箱在抗震分析時晃動水體的有效質量和水體和屏蔽廠房在抗震分析過程中相互作用的處理方式等等。以上涉及到的新版對舊版AP1000可能產生影響的內容在舊版AP1000屏蔽廠房分析、設計、審評、建造和檢查過程中都需要重點關注，并避免其對舊版AP1000結構可能產生的安全影響。

5 結論

本文從設計和計算、實驗、建造和檢查三個方面介紹了NRC針對新版AP1000結構審評相關問題及西屋公司當前對這些問題進行的相關驗證和補充分析，并基于這些內容分析了新版AP1000結構方面的審評問題可能對舊版AP1000結構可能產生影響及舊版AP1000結構分析、設計和審評關注點。本文對相關的問題只是做粗略分析，論文中涉及的內容主要是能查到的公開內容，盡管如此，本文對新版AP1000結構方面NRC審評問題的歸納和總結對我們現有建造的舊版AP1000和將來擬建的新版AP1000的結構方面的分析、設計、建造和審評能提供相關的技術信息，并為進一步的研究工作提供了指導。

(1)針對SC結構的研究，國內核工業方面沒有相關的實驗數據，盡管我們可以利用日本現有的實驗數據、參考日本的規范和跟蹤后續新版AP1000普渡大學的SC結構驗證成果，但若中國想對SC結構性能有更清晰的認識，仍需做一定的實驗和分析工作；

(2)對于NRC在網站上公開的涉及SC結構的問題，雖然我們及時給予了一定的關注并及時進行了相應的反饋和改進工作，但仍有部分內容需要進一步研究探討；

(3)對于網站上未公開但審評問題中涉及到的一些新版AP1000的審評問題，同樣要進一步關注、研究并及時給出合理可行的解決方法。

[1]U.S. NRC, NRC INFORMS WESTINGHOUSE OF SAFETY ISSUES WITH AP1000 SHIELD BUILDING[EB/OL], American, No. 09—173. (2009-10—15). http://www.nrc.gov/public—involve/listserver.html

[2]侯春林， 李小軍.中美兩國核電站中西屋AP1000堆型的許可問題比較分析[J]。國際核動力，2010,31(5) .

[3]US.NRC. APi1000 Shield Building Structural Review — Final Public Information for 1/28/10 Meeting, No. 52—006. (2010—1—27) .http://apl000.westinghousenuclear.com/ap1000nuireg.html

[4]US.NRC Design Certification Application Review— AP1000 Amendment, 2008.http://www.nrc.gov/reactors/new—reactors/design—cert/amended—ap1000.html

[5]Jaeger, Thomas and Marti, Peter. Reinforced Concrete Slab Shear Prediction Competition [J]. ACI Structural Journal, 2009, 106(3).

Research on Critical Reviews of the New Version of the AP1000 Structure

HOU Chun-lin, PAN Rong, ZHAO Lei, SUN Feng
(MEP Nuclear and Radiation Safety Center, Beijing 100082，China)

The planning of 12th fi ve-year renewable energy development in China has explicitly stipulated that the total installed capacity of biomass power plants should reach 13000MW and 30000MW by the end of 2015 and 2020 respectively, which would bring about the climax of biomass power plant construction in China. In this paper, the status quo of biomass power plants in China is studied. The government policy, installed capacity, regional distribution,investment, construction of biomass power plants have been discussed. The existing problems on the operation of biomass power plants are also analyzed, and the advantage of biomass co- fi ring is compared with pure biomass fi ring.Finally, the suggestion on the future biomass power plants are proposed.

AP1000; shielding building; the design and analysis of SC structural; experiment; construction and inspection.

P258

B

1671-9913(2012)02-0075-06

2012-03-08

國家科技重大專項：2011ZX06002-010-7

侯春林(1981- )，女，河南鄲城縣人，博士研究生，工程師，主要從事核電廠結構工程研究。