某AP1000核电厂循环水泵房方案结构方案研究

王成立，李毅男

(国核电力规划设计研究院，北京 100094)

某AP1000核电厂循环水泵房方案结构方案研究

王成立，李毅男

(国核电力规划设计研究院，北京 100094)

由于核电的循环水量较火电大，泵房的体积也更大，尤其是AP1000堆型中的循环水泵房尚无运行经验，而泵房结构的不规则、大体积等给设计带来许多新问题。某AP1000核电机组的循环水泵房，参照国内外百万兆瓦机组循环水泵房的结构布置及相关规范要求，对不同工况组合进行整体数值分析，提出了循环水泵房的分缝方案及温度控制措施，同时提取了泵房结构内力。

AP1000；泵房；数值分析；分缝。

1 概述

某AP1000技术核电厂设计容量为6台1000 WM级核电机组，一期建设两台。

根据勘测报告，在常规岛、取水构筑物及BOP建筑物区无断裂构造通过，地层产状比较稳定，地基条件较好，未发现其它不良地质作用，勘察场地是稳定的，岩体内不存在引起较大差异沉降的软弱地层。地震基本烈度为6度，设计基本地震加速度值0.05 g。

2 循环水泵房的设计依据及结构布置

2.1 循环水泵房的设计依据

2.1.1 设计标准

由于AP1000技术核岛的最终热阱为大气，因此电厂的取水系统按非核安全级设计，根据《核电厂抗震设计规范》，循环水泵房可归为Ⅲ类物项，即核电厂中与核安全无关的物项，结构设计标准可参考火电设计标准；而其他核电堆型比如岭澳的联合泵房需要向核岛重要生水系统水泵供水，秦山核电的联合泵房为反应堆提供安全厂用水，均属于Ⅰ类物项，需要按《核电厂抗震设计规范》的相关要求进行抗震设计。

另外，AP1000技术电厂设计寿命为60年，因此循环水泵房的设计使用年限也为60年，这与常规火电设计使用年限50年相比有所区别，而现行中国规范无论对于混凝土的耐久性考量还是对于风压、雪压等荷载的重现期的年限都只有50年和100年，在没有相关标准和规范能参考的情况下，我们从核电站相对火电重要性的角度考虑，荷载重现期按照100年一遇来取值。

2.1.2 混凝土标号及参数选取

计算分析采用的混凝土标号及耐久性的选择也是一个新问题，首先《混凝土结构耐久性设计规范》和《水工混凝土结构设计规范》关于混凝土标号的选择就不尽一致，加上AP1000技术60年的设计使用年限使得选择更加困难。为此，我们专门召开了专家评审会，就混凝土标号及耐久性问题进行讨论，考虑到《混凝土结构耐久性设计规范》出版时间在后，而且为国标，最后决定参照耐久性规范来选取混凝土标号及耐久性指标。在海水氯化物环境下，若按照100年使用年限则需要采用C45混凝土，而50年使用年限采用C40混凝土，由于混凝土标号越高，其脆性越厉害，裂缝控制更困难，而大体积混凝土经常容易出现裂缝问题，同时考虑到随着使用年限的增加，混凝土的强度是缓慢增长的，最后专家们建议采用C40混凝土。

混凝土的其他力学参数依据《水工混凝土结构设计规范》和《水工建筑物抗震设计规范》选取，地基的力学参数依据勘测报告提供的数值，荷载分项系数依据《给水排水工程构筑物结构设计规范》选取。

2.2 循环水泵房的结构布置

某核电厂的循环水系统采用明取明排方案。该系统由取水防坡堤、取水明渠、循环水泵房、虹吸井、排水沟、排水口等组成。根据工艺专业布置，一期工程循环水泵房采用一机三泵方案，两台机组共用一座泵房，循环水泵房区域主要包括三部分：循环水泵区域、流道滤网区域，取水前池区域。其中循环水泵区域、流道滤网区域分上部结构和下部结构。下部结构泵池、流道、前池采用现浇钢筋混凝土结构兼做泵房基础，泵房两侧跨采用独立柱基础，不需特殊处理。

循环水泵区域上部结构平面尺寸为115.2×21 m，高19.34 m，下部泵池平面尺寸为100.2×21 m，深21.1 m；流道滤网区域平面尺寸为110.3× 35.8 m，深24.1 m。

考虑到结构尺寸已远超过规范允许的伸缩缝间距值，设置了2道伸缩缝。在流道滤网区和取水前池区之间设置一道，在循环水泵区和流道滤网区中央设置一道。之所以选择在流道滤网区和取水前池区设置一道伸缩缝是因为该两部分是相对独立的结构，同时该方向的长度达到86.8m，远超过了规范允许的伸缩缝设置长度限制；而在循环水泵区和流道滤网区中央设置一道是由于该泵房一机三泵，两台机组公用一个泵房，两台机组的泵房结构设置基本一致，同时该方向的长度达到100.2m，也已经远超过规范要求，在中央设置一道伸缩缝后，泵房左右两边基本对称。虽然设置了两道伸缩缝，但结构的长度仍然超出了规范的要求，为此，我们对泵房的2道伸缩缝设置方案进行了计算分析，根据分析结果来判断伸缩缝的设置能否满足结构相关要求，然后决定是否还需要增加伸缩缝的设置。

除了设置伸缩缝来解决温度应力外，我们在泵房底板与垫层之间也采取设置隔离层等构造措施来控制温度应力，同时对大体积混凝土的施工方法也提出了一定的建议和要求。

循环水泵房的结构布置见图1、图2、图3。

图1 循环水泵房平面布置图(▽8.4m)

图2 循环水泵房平面布置图(▽0.2m)

图3 循环水泵房的剖面图

3 循环水泵房的内力分析

3.1 计算方法及软件

考虑到泵房的大体积及不规则，常规的结构力学计算方法不能实现设计深度要求，循环水泵房计算分析采用三维有限元数值模拟方法，并采用国内外通用的ANSYS大型商业软件。

3.2 单元类型及边界条件

单元类型采用SOLID45单元，用于构造三维固体结构或者混凝土厚板结构。单元通过8个节点来定义，每个节点有3个沿着x、y、z方向平移的自由度。单元具有塑性、蠕变、膨胀、应力强化、大变形和大应变能力。

泵房底板下部取一定范围的基础，在基础侧面垂直约束，基础底面三向约束。坐标y为深度方向，正方向竖直向上，取值与海拔绝对标高相同；坐标z=0取在模型出口边墙处，正方向逆水流方向；坐标x=0取在模型最左侧，正方向向右。循环水泵房一共6台机组，按照设计方案，整个循环水泵房结构在中间处设置一条100 mm宽的抗震伸缩缝，在小变形假设及弹性范围内可以忽略左右两部分模型之间的相互影响。因此实际计算时仅考虑一半的模型进行分析计算，一半模型泵房结构的尺寸为57.05 m×55.1 m×24.1 m(长×宽×高)。

本次计算模型不包括泵房8.4 m处的厂房，厂房上部结构计算得到柱子的内力作为荷载施加在泵房结构上，以此考虑厂房对泵房结构的影响。

泵房及基础的有限元模型见图4、图5。

图4 泵房及基础的有限元模型

图5 泵房整体模型

3.3 循环水泵房内力分析

3.3.1 内力符号约定及内力图坐标轴定义

内力符号均符合以下约定：轴力以压力为负，拉力为正；弯矩以板沿着坐标轴负向受拉时为正，正向受拉为负；剪力以使隔离体顺时针转动者为正。以下各表中，轴力、剪力单位为kN，弯矩单位为kN·m。内力图坐标轴定义：内力图的纵坐标为弯矩、轴力、剪力，横坐标为整体坐标系下相应截面位置坐标。

3.3.2 内力分析

参照《火力发电厂水工设计规范》DL/T 5339-2006的6.5.3.2条及工艺资料，对循环水泵房考虑百年一遇设计高水位3.59 m和设计低水位-3.27 m，千年一遇校核高水位4.81 m，并与波浪荷载、回填土压力、内外水压力、结构自重等作用进行工况组合。循环水泵房设计工况共有21个工况，这里以第1流道右隔墙为例来分析。

图6所示为工况1第1流道右隔墙主应力云图，图7所示为工况1流道右隔墙内力图。

图6 第1流道右隔墙主应力云图(工况1)

图7 第1流道右隔墙Z=41.65处内力图(工况1)

从图8所示内力图分析得到工况1时隔墙Z=41.65 m处控制内力情况为：最大正弯矩为560.41kN.m，对应轴力为-1338.09 kN，剪力为-120.02 kN；最大负弯矩为-502.30 kN.m，对应轴力为-647.45 kN，剪力为-152.41 kN。

分析计算21个工况，并编制程序找出内力最大值，绘制包络图，即可得到底板的危险工况及内力。图8所示为正弯矩内力包络图及危险截面的位置。

图8 正弯矩最大值Mmax与LOC关系图及CASE与LOC关系图(Z=41.65)

由图8可见，最大正弯矩发生在标高约-13 m左右，为循环水泵房底板处，根据结构力学定性分析可知内力分布规律合理。

类似方法及步骤，即可得到泵房所有构件的危险截面及内力，并能找出危险内力发生的工况。根据内力情况即可进行泵房的设计和配筋。

3.4 伸缩缝验证

在循环水泵房中间(X向)设置一条伸缩缝的情况下，循环水泵房最顶端相对底板与基岩接触面之间x方向的最大相对位移为：0.53 mm，满足设置伸缩缝的要求。

在X向设置一道伸缩缝后求，虽然泵房X向长度为50 m，仍超出规范要求，但通过计算并采取设置隔离层等构造措施，已能满足设计要求，没有必要对循环水泵房X向设置两条以上的伸缩缝。

4 结论

⑴对于AP1000循环水泵房结构由于其体积大、不规则的特点，常规结构力学计算手段不能满足设计深度要求，需要采用数值分析方法进行整体建模分析；

⑵AP1000泵房由于体型复杂，工况数往往较多，需要从众多工况中提取危险工况的内力数据，其工作量巨大，需要编制数据处理程序，简化工作量；

⑶由于AP1000循环水泵房与其他核电堆型的泵房及常规火电泵房的不同，使得其从荷载取值及混凝土强度等级等方面都有其特殊性；

⑷由于结构长度超过规范设计限值，泵房考虑设置2道伸缩缝，并通过计算可知伸缩缝的设置合理。

[1]DL 5073-2000，水工建筑物抗震设计规范[S]．

[2]DL/T 5057-2009，水工混凝土设计规范[S]．

[3]DL/T 5339-2006，火力发电厂水工设计规范[S]．

[4]GB 50069-2002，给水排水工程构筑物结构设计规范[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，硕士，高级工程师，国核电力规划设计研究院副院长。