核電廠海域取水工程抗震分類及分析方法探討

孫 鋒，潘 蓉，孫造占，周 群，辛國臣

（生態環境部核與輻射安全中心，北京 100082）

日本福島核事故之后，國際社會開始進行外部災害下核電廠安全裕量評估，對抗震安全要求不斷提高［1］。我國在建和運行核電廠均位于沿海地區，其循環冷卻水與重要廠用水大多共用取水明渠（斜坡式結構型式）取水，其安全功能要滿足極端地震動工況下重要廠用水的取水安全［2，3］。隨著我國核電建設的快速推進，條件良好的廠址逐漸稀缺，近年來核電廠海域構筑物投資明顯增長，個別核電海域項目建設費用甚至達到核電項目總投資的4%。目前，《核電廠抗震設計規范》（GB 50267—1997）［4］沒有明確取水構筑物的安全評價方法和標準，能源行業標準《核電廠海工構筑物設計規范》（NB/T 25002—2011）［5］和《核電廠水工設計規范》（NB/T 25046—2015）［6］對同樣功能的取水明渠防波堤抗震設防要求不一致；《核電廠抗震設計與鑒定》（HAD 102/02）提出應保證核電廠最終熱阱安全的原則要求，《核動力廠設計安全規定》（HAF 102—2016）［7］則要求適當考慮對超設計基準外部事件的影響。因此，確定合理的取水構筑物設計標準，平衡安全性和經濟性，提升競爭力，是目前核電廠取水構筑物設計中亟待解決的問題。

1 核電廠抗震分類國內外法規標準

1.1 國外法規標準

1.1.1 IAEA物項分級及抗震分類要求

2014年IAEA正式發布了安全導則SSG-30《核電廠構筑物、系統和部件的安全分級》。該導則涵蓋了縱深防御5個層次的所有物項，并直接給出了功能分類原則［8］。SSG-30提出的物項分級方法主要基于確定論，并適當采用概率論作為補充，由工程判斷支持。同時，IAEA于2016年出版了IAEA-TECDOC-1787《核電廠構筑物，系統和部件安全分級的應用》，對SSG-30的應用提供了具體指導意見。

IAEA關于抗震分類的最初導則是1979年發布的50-SG-S2“Seismic Analysisand Testingof Nuclear Power Plants”，屬于廠址安全規定50-C-S“Code of Practice on Safety in Nuclear Power Plant Siting”的系列導則之一。1992年該導則升版，并劃入設計安全規定50-C-D“Code on the Safety of Nuclear Power Plants:Design”系列，編號為50-SG-D15。50-SG-S2和50-SG-D15將核動力廠物項分為抗震Ⅰ類、抗震Ⅱ類和非抗震類。

1.1.2 美國聯邦法規相關要求

為落實GDC2和10 CFR 100附錄A的要求，美國原子能委員會于1973年發布第1版RG 1.29，給出了一種可接受的細化落實措施。

美國土木工程師協會（ASCE）等編寫的核電規范主要針對核島結構，缺乏針對海域工程的評價方法。

1.1.3 內容小結

物項的抗震分類源于10 CFR 50附錄A的另一條通用設計準則GDC2和10 CFR 100附錄A，主要是針對設計基準外部事件中的地震事件。抗震分類主要是規定核動力廠的一些物項必須在發生設計基準地震（安全停堆地震）的情況下保持功能。這些SSC就是通常所說的抗震Ⅰ類物項。安全分級針對的是內部事件，抗震分類針對的是外部事件［9］。

“安全相關”屬于“安全重要”的一個子集。對于“安全相關”所不能完全覆蓋的“安全重要”物項，多年來各國監管機構采用了特事特辦的方式提出相應的管理要求。在對非能動安全型核電廠審評過程中，NRC逐漸建立并完善了一套針對不屬于“安全相關”但屬于“安全重要”的物項的監管方法，即RTNSS。雖然我國的GB/T 17569—2013《壓水堆核電廠物項分級》要求：“在非安全級中應識別出有特殊要求的，即NC（S）級物項”，但并沒有給出如何識別，以及對識別出的NC（S）級物項提出怎樣的要求［10，11］。

1.2 我國現行法規標準規范的規定

1.2.1 核安全法規導則

《核動力廠設計安全規定》5.1節規定“核動力廠設計還必須提供適當的裕量，在超設計基準自然災害事件發生時，保護用于防止早期放射性釋放或大量放射性釋放所需的物項”。6.2節則提出“在比設計基準自然災害（由廠址危險性評價確定的）更嚴重水平下仍能夠實現傳熱功能”。HAD 102/02《核動力廠抗震設計與鑒定》3.3節要求最終熱阱土工構筑物在設計基準地震下能夠抵抗斜坡破壞。

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1.2.2 國家及行業標準

GB 50267—1997規定，核電廠物項分為3類：Ⅰ類、Ⅱ類、Ⅲ類物項。《核電廠海工構筑物設計規范》將海域工程構筑物分為安全級（SC）、非安全級［NC（S）］和非安全級（NC）3類。該規范明確了不同分類中所包含的海工構筑物種類，如有重要廠用水的取水明渠防波堤為非安全級［NC（S）］。NB/T 25046—2015規定取水構筑物直接采用核安全相關標準進行設計，但取水防波堤則根據地震情況下是否會影響重要廠用水的取水安全來確定抗震設計標準。

上述能源行業標準存在對同樣安全功能的取水構筑物設計標準定義不一致的情況，如取水防波堤，這需要后續深入探討。

2 抗震設計及安全分析方法

2.1 海工構筑物類別及功能

核電廠海域工程取水構筑物，包括防波堤、護岸、隔熱堤、直立墻和取水箱涵（隧洞）等，具有掩護核電廠安全設施防御外海波浪、保證冷卻水供應等安全功能。

取水構筑物根據核電機組堆型不同一般分為非能動型機組和能動型機組。對于非能動系列機型，因最終熱阱設計上無重要安全廠用水的用水需求，海域取水工程通常按照常規民用構筑物考慮；對于能動系列機型，如近年來建造運行的華龍一號機組，由于采用了能動+非能動的設計，其有重要安全廠用水的需求，根據核安全導則和相關規范的要求，海域取水工程被確定為安全重要物項。例如：漳州核電“華龍一號”機組，取水明渠為循環水系統和重要廠用水系統共用，但兩個系統的取水量差異很大，6臺機組循環水量約為420 m3/s，而重要廠用水的水量約為10 m3/s，核電廠重要廠用水量僅占總取水量的2%～3%。

2.2 抗震設防標準

GB 50267—1997規定，安全級（SC）物項為Ⅰ類物項，采用運行安全地震動SL-1和極限安全地震動SL-2進行抗震設計。Ⅱ類物項按照SL-1進行設計。《核電廠水工設計規范》基于GB 50267—1997規定，增加SL-2復核，但驗收準則并不明確。

非安全級（NC）被定義為非核抗震類，GB 50267—1997規定按照現行國家抗震規范對其進行設計復核。但GB 50267—1997則提出，針對其中重要的海工構筑物，可按當地抗震基本烈度提高Ⅰ度進行設計，兩者存在區別。

2.3 抗震安全評價

根據GB 50267—1997規定，斜坡抗震穩定性計算可依次按滑動面法、靜力有限元法和動力有限元法進行。NB/T 25002—2011則在此基礎上提出：當SL-2地震作用下抗震Ⅰ類物項達不到設計要求的安全系數時，可通過海工構筑物的整體變形量進行復核，從是否影響結構整體穩定性的角度來評估海工結構安全功能是否正常。

大連理工大學工程抗震研究所在核電廠海工構筑物抗震方面開展了大量研究工作，孔憲京院士和林皋院士［12］提出了對于重要取排水構筑物，應聯合運用土工試驗、物模試驗和數模分析技術進行抗震安全評價。這一評價手段更為先進、全面和反映實際。

早期的縱深防御只設防到設計基準事故，而目前HAF 102—2016中的縱深防御對“超設計基準事故”也有所考慮。

3 案例分析

本文通過對目前國內建設的AP1000依托項目和華龍一號示范項目進行比較得知：兩者熱阱取排水設計理念差異較大，從而導致海域工程抗震設計標準要求差別很大。

3.1 華龍一號示范項目

根據NB/T 25046—2015，重要廠用水系統是安全相關的，海域工程取水導流堤為安全相關物項。根據NB/T 25002—2011，含重要廠用水斜坡式防波堤按抗震Ⅱ類物項進行設計。而NB/T 25046—2015則規定，取水明渠要驗證在地震情況下不會影響重要廠用水的系統取水安全，海水可作為事故情況下的最終熱阱。

我國的“華龍一號”屬三代機型，其重要廠用水系統有對極限安全地震震動（SL-2）災害進行防護的要求。我國已建華龍機型核電廠循環冷卻水與重要廠用水均采用海水直流冷卻方案，共用取水明渠取水，抗震設防標準統計見表1。

表1 華龍一號堆型取水明渠抗震設防統計Table 1 Seisnic design of intake canals for HPR 1000

3.2 AP1000依托項目

AP1000核電機組采用非能動的安全系統。鋼質安全殼為傳熱界面，大氣從核島屏蔽廠房頭部進入，經過廠房底部循環流動后沿鋼質安全殼外表面向上運動，大氣作為核電廠事故情況下的最終熱阱將安全殼內部的大量熱量導出。根據NB/T 25002—2011，對無重要廠用水泵房外前池防波堤按當地抗震設防烈度提高一度進行設防，其他區域防波堤按國家現行的有關抗震規范進行設計。

AP1000核電廠的設計，主要從三個方面進行了抗震設計改進：

（1）APl000抗震分類要求更細，建立防止地震相互作用準則；

（2）取消運行基準地震（OBE）在核電廠抗震設計中的作用，以SSE作為唯一的設防基準，使得抗震設計更為合理和經濟；

（3）開展核電抗震裕度分析（SMA）工作，采用HCLFP方法進行地震裕度分析，結果表明APl000電廠具有對地面運動峰值加速度為0.5 g地震的抵御能力。

4 結論及建議

（1）濱海核電廠取水構筑物抗震分類主要是基于防洪和取水安全兩方面考慮，在進行功能分析時，應采用就高不就低的原則。取水構筑物的不同功能、不同取水工藝，以及不同的機型，都對抗震設防標準有影響。

（2）對于主要功能為導流、攔沙而不承擔防洪安全的取水明渠及護岸，應確定其為非安全構筑物，可按當地設防烈度進行抗震設計，以提高新一代核電的競爭力。

（3）對于含有重要廠用水且有防洪功能的取水明渠防波堤，應確定其為核安全相關土工構筑物，驗證其在SL-2地震工況下的抗震穩定性（安全系數法或地震變形分析方法），抗震穩定性和永久變形應采用數學模型進行分析論證，必要時采用振動臺模型試驗驗證。

（4）海工構筑物應適當考慮超設計基準地震影響。考慮到核電廠重要廠用水量占核電廠總水量的份額較小，針對超設計基準地震，建議探討基于功能的核電廠防波堤抗震安全評價方法。