“華龍一號”核島廠房防御外部事件設計改進

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(環境保護部核與輻射安全中心，北京　100082)

“華龍一號”是由中核集團和中廣核集團共同開發，具有完整自主知識產權的百萬千瓦級壓水堆核電技術，采用先進的安全設計理念與技術，具有創新性的設計特征，滿足最新的安全要求和國際第三代核電的用戶要求。最初階段，“華龍一號”作為中國自主的三代核電技術，由中核集團和廣核集團分別研發設計，示范工程分別為福清核電站5號機組和防城港核電站3號機組，分別于2015年5月7日和2015年12月24日正式澆筑第一罐混凝土，標志著具有中國完整自主知識產權的核電技術“華龍一號”首堆示范工程正式開工建設。基于兩個示范工程技術融合后的華龍一號技術方案是我國核電走出去戰略的重要支撐。

兩個“華龍一號”示范工程的核島廠房的布置及組成略有不同。福清核電站5號機組核島廠房包括反應堆廠房、外層安全殼和防護廠房、燃料廠房、電氣廠房、安全廠房、核輔助廠房、核廢物廠房等，均屬于抗震I類物項，嚴格按照核電廠相關的法規、導則和規范標準的要求進行抗震設計。其中，反應堆廠房、外層安全殼和防護廠房、燃料廠房、電氣廠房、安全廠房采用公共筏基；核輔助廠房、核廢物廠房單獨筏板基礎。防城港核電站3號機組核島廠房由反應堆廠房、外層安全殼和防護廠房、燃料廠房、安全廠房、核輔助廠房、應急柴油機廠房等組成。反應堆廠房、外層安全殼和防護廠房、燃料廠房、安全廠房共同坐落在一個厚度不同的公共筏基上，在抗震分析中，公共筏基上的核島廠房進行整體分析，其他核輔助廠房、應急柴油機廠房單獨進行抗震分析。

“華龍一號” 示范工程核島廠房的結構設計較二代核電機組有明顯不同，在防御外部自然事件和外部人為事件方面較二代核電機組進行了大量改進。本文對“華龍一號”示范工程核島廠房在防御外部事件方面的主要設計改進進行介紹。

1　核島廠房的抗震設計與分析

核島廠房作為容納和支撐核電機組安全級系統和設備的重要物項，其自身的抗震設計受到重點關注；同時對于核島廠房安放安全級系統和設備的各樓層，需要計算并輸出樓層反應譜作為核安全相關重要設備及管道力學分析與抗震鑒定的輸入數據。因此，其計算的準確性在核電廠地震響應分析中具有舉足輕重的意義。目前，二代核電機組核島廠房抗震分析計算通常建立簡化的集中質量廠房模型，依據國內外核電廠抗震設計規范(如我國的GB 50267-97《核電廠抗震設計規范》，美國的ASCE 4-98及法國的RCC-G等)推薦的集總參數計算方法考慮土-結構相互作用(SSI)。對于廠房中的貯液水箱結構在地震作用下的液體晃動效應影響，依據美國的ASCE 4-98推薦的水體彈簧公式予以考慮。

廠房結構抗震分析計算理論和計算手段的進步有助于提高核島廠房抗震分析和樓層反應譜計算的精度和合理性。

1.1　核島廠房三維實體有限元計算模型

以M310堆型為代表的二代核電站通常建立簡化的集中質量廠房模型，如圖1所示，為反應堆廠房(RX)計算模型；“華龍一號”示范工程設計中，對于核島廠房均建立了精細的廠房三維實體有限元模型，如圖2和圖3所示，每個樓層可以依據關鍵設備的支撐所在位置進行相應節點的樓層反應譜計算。

圖1　M310反應堆廠房(RX)集中質量模Fig.1　 NI building lumped mass model of M310 unit

圖2　福清核電站5號機組核島廠房整體三維有限元模型Fig.2　NI building 3D FE model of Fuqing NPP unit 5

圖3　防城港核電站3號機組核島廠房整體三維有限元模型Fig.3　NI building 3D FE model of Fangchenggang NPP unit 3

1.2　地震輸入

以M310堆型為代表的二代核電站的地震輸入采用美國RG1.60標準反應譜，激振的作用點為自由場表面。SSE地震的垂直分量零周期加速度為0.133g；OBE地震采用1/2SSE。

中廣核“華龍一號”示范工程核島廠房的抗震設計按照標準設計考慮，其地震輸入沿用了M310的RG1.60標準反應譜，垂直分量采用0.2g標定的RG1.60水平設計反應譜，如圖4所示。核島廠房標準設計考慮了從軟到硬的3組地基參數，其剪切波速分別為1 100 m/s、2 000 m/s、3 000 m/s。同時，取消了OBE地震的設計。

中核集團“華龍一號”示范工程核島廠房的抗震設計按照標準設計考慮，設計反應譜采用美國改進型RG1.60標準反應譜，激振的作用點位于廠房的基礎底面。考慮兩個水平的地震作用，即運行安全地震作用(SL-1)及極限安全地震作用(SL-2)。采用的SL-2級地面運動水平向和豎直向峰值加速度均為0.3g，如圖5所示；SL-1級地面運動水平向和豎直向峰值加速度均為0.1g。標準設計適用于多種場地情況，考慮的剪切波速分別為600 m/s、700 m/s、900 m/s、1100 m/s、1500 m/s、2000 m/s、2400 m/s和3000 m/s，其中以3000 m/s替代固定端。其他7種地基參數考慮土-結構相互作用。

圖4　中廣核集團“華龍一號” 示范工程核島廠房設計地震反應譜Fig.4　Design earthquake spectrum of GNPE HPR 1000 NI buildings

可見，兩個“華龍一號” 示范工程核島廠房的抗震設計水平分量與豎向分量均較M310機組有所提高，且采用軟、中、硬質場地的多組地基參數進行包絡設計，提高了核島廠房抗震設計的安全性和適用性。

圖5　中核集團“華龍一號” 示范工程核島廠房設計地震反應譜Fig.5　 Design earthquake spectrum of CNPE HPR 1000 NI buildings

1.3　設計樓層反應譜的確定

以M310機組為代表的二代核電站的核島廠房，由于采用集中質量桿模型，一個節點輸出的樓層反應譜代表整個樓層的地震響應，即整個樓層設備的地震輸入是相同的。“華龍一號”示范工程核島廠房建立了精細的廠房三維實體有限元模型，其地震響應的輸出是靈活多樣的，可以單獨輸出關鍵設計支撐點處的樓層反應譜，也可以輸出某一區域多節點的樓層反應譜，進而取多條計算反應譜的包絡值，作為此區域的設計樓層反應譜。比如，反應堆廠房某樓層計算節點的選取，如圖6所示。樓層反應譜取該樓層全部計算節點的樓層反應譜頻率點對應的最大值，最后按照的GB 50267-97《核電廠抗震設計規范》附錄E的方法對包絡的計算反應譜進行平滑化處理，最后得到不同阻尼比的設計樓層反應譜，如圖7所示。再者，廠房的三維實體有限元模型考慮了大跨度樓板的柔性，較集中質量模型完全剛性樓板的假設更合理準確。

圖6　反應堆廠房內部結構某樓層的計算節點Fig.6　 Calculation notes on a floor of reactor building internal structure

圖7　設計反應譜與計算反應譜的比較Fig.7　Comparison of design FRS and calculated FRSs

1.4　環形水箱地震作用下的流固耦合分析

強地震可在水池或水箱中引發晃動效應。這種現象會在水池中產生波浪，波浪又與懸掛反應堆和控制系統的橋架以及靠近水面的水下結構發生強烈的相互作用。由于液體晃動效應典型的自振頻率比結構物的頻率低很多，因此晃動可能在地震的第一高頻波到達廠址之后數十秒后開始。評價液體晃動現象的兩個主要目的是：評價結構與水池或水箱之間的相互作用和評價水波的高度及其對容器池壁上的動水壓力。

在以M310機組為代表的二代核電機組的核島廠房設計中使用附加質量法將液體分為脈沖質量和晃動質量及剛度的等效系統進行模擬。依據Housner彈簧質量模型，脈沖壓力的作用可用固定于水箱的等效質量來代替，晃動產生的對流壓力可看作是流體的奇數階振動對水箱體的作用力，等效對流質量與水箱側壁的連接可視為彈簧連接，如圖8所示。這是考慮流固耦合動力計算問題的一種簡化方法。圖8為考慮水箱中流體前3個奇數階振動的Housner 模型。該方法計算效率高，計算結果相對保守，缺點是：不能真實地模擬液體晃動對結構產生的影響。

圖8　Housner彈簧質量模型Fig.8　Housner mass spring model

為了核電機組的整體安全性，兩個“華龍一號” 示范工程均設置了外安全殼高位外掛水箱，水箱中有3000 t的水，如圖9所示。此外，“華龍一號”核安全相關結構水池還包括：燃料廠房中的乏燃料水池、反應堆廠房內部結構中的3個扇形內置換料水箱和電氣廠房輔助給水箱，如圖10所示。

圖9　中核集團“華龍一號”示范工程外安全殼高位外掛水箱Fig.9　Containment high position water tanks of CNPE HPR 1000

在“華龍一號”示范工程中運用有限元計算軟件ABAQUS結合歐拉-拉格朗日 (CEL) 流固耦合分析的顯式動力學分析方法，從不同材料網格特性、相互接觸關系、流體狀態方程與結構動力學方程等方面出發真實模擬地震作用下水池和水箱中的液體晃動對結構產生的影響，得到精確的地震作用下水箱中水與結構的相互作用。

圖10　中核集團“華龍一號”示范工程核安全相關結構水箱Fig.10　Safety related water tanks of CNPE HPR1000

2　核島廠房抗大型商用飛機撞擊的設計

“9·11”事件以后，以美國為代表的西方國家，開始在核設施設計中考慮大型商用飛機惡意撞擊問題。我國也在2016年頒布的新版HAF102“核動力廠設計安全規定”中要求將大型商用飛機撞擊作為一種超設計基準外部事件，針對新建核電廠的安全影響進行評估，在采用現實模型進行分析的前提下，設計中采取必要的防護措施，以表明在盡量有限的操縱員動作下保證遭受撞擊后，核電廠能夠維持反應堆堆芯冷卻，或保持安全殼完好，以及保持乏燃料冷卻或乏燃料池完整性。

在以M310機組為代表的二代核電機組的核島廠房設計中均未考慮大型商用飛機的撞擊影響。

2.1　外層安全殼和防護廠房

為了滿足新版HAF102 提出的安全要求，“華龍一號”示范工程通過采用外層安全殼和防護廠房(簡稱APC殼)或充分隔離的冗余系統來防御大型商用飛機撞擊導致的不可接受的后果，即采用APC殼確保反應堆和乏燃料池冷卻所必需的非冗余系統或設施進行保護，APC殼防護的部位包括包容核燃料的反應堆廠房與燃料廠房；采用物理隔離措施對確保反應堆和乏燃料池冷卻所必需的冗余系統或設施進行保護。并對“華龍一號”示范工程核島廠房在大型商用飛機撞擊下的影響進行了分析評估。

外層安全殼和防護廠房是為了抗商用大飛機撞擊，而設置的鋼筋混凝土構筑物，簡稱APC殼。福清核電站5號機組外層安全殼的外形類似于內層安全殼，非外露筒壁厚度為1.5 m，外露區域為1.8 m，穹頂厚度為1.8 m。為燃料廠房和電氣廠房提供防護的墻體以及頂板的厚度，除了個別區域外，均為1.8 m。防城港核電站3號機組外層安全殼的穹頂和筒壁厚度均為1.5 m；安全廠房遭受直接撞擊的墻體厚度為1.2 m，屋面板厚度為1.0 m；燃料廠房的防護外墻的采用變截面厚度，為1.2 m、1.5 m、1.6 m不等，燃料廠房屋面板厚度為 1.0 m。

2.2　大型商用飛機撞擊影響評估

“華龍一號”示范工程的抗大型商用飛機撞擊的設計采用的大型商用飛機撞擊參數包括，撞擊角度：與地面夾角為0～10°；撞擊面積：對于機身部分，撞擊面積是圓形，對于機翼部分，撞擊面積為矩形；撞擊速度：110 m/s；燃油質量：75 000 kg；飛機總質量：400 t；撞擊荷載時程曲線見圖11。

圖11　撞擊荷載時程曲線Fig.11　Impact load time history curve

對于構筑物整體破壞的評估，美國電力研究院發布的NEI07-13推薦了兩種分析方法：荷載時程分析法和飛射物-靶體相互作用分析法。其中，荷載時程分析法直接用沖擊荷載時程函數進行構筑物的響應分析，不需要建立飛機的三維有限元模型。中廣核集團“華龍一號”示范工程抗大型商用飛機撞擊的設計采用此荷載時程分析法；中核集團“華龍一號”示范工程的設計采用飛射物-靶體相互作用分析法。整體分析的驗收準主要包括：1)結構最大位移，結構位移不應超過內外殼間距或墻體與重要設備、系統之間的距離；2)鋼筋極限應變，確保結構在大變形情況下不喪失承載能力，鋼筋應變不應超過5%。

初步計算分析結果表明，抗大型商用飛機撞擊的結構非線性分析結果能夠滿足驗收準則要求。

圖12　中核“華龍一號”示范工程大型商用飛機撞擊分析Fig.12　Large commercial aircraft crash analysis of CNPE HPR1000

3　結論

由中核集團和廣核集團分別研發設計的“華龍一號”示范工程在核島廠房外部事件防護設計中，與二代核電機組相比均按照現行核安全法規要求進行了技術改進：

1)在抗震設計方面，建立了核島廠房三維實體有限元模型；采用了抗震設計加速度水平有所提高，采用多組地基參數進行包絡分析，提高了核島廠房抗震設計的安全性和適用性；

2)采用流固耦合動力非線性分析方法計算安全相關重要水池和水箱中水體在地震作用下的晃動效應，得到更為精確的分析結果，用于核島廠房的防護設計；

3)遵照新版HAF102“核動力廠設計安全規定”的要求，將大型商用飛機撞擊作為一種超設計基準外部事件予以考慮，設置了防御大型商用飛機撞擊的防護措施，并對核島廠房的撞擊效應進行了安全評估。