研究分析新版AP1000结构方面重要审评问题

侯春林，潘 蓉，赵 雷，孙 锋

(国家环保总局核与辐射安全中心，北京 100082)

研究分析新版AP1000结构方面重要审评问题

侯春林，潘 蓉，赵 雷，孙 锋

(国家环保总局核与辐射安全中心，北京 100082)

本文首先介绍了AP1000屏蔽厂房结构形式，然后从设计和分析、实验、建造和检查三个方面讨论了NRC对新版AP1000结构审评相关问题及WEC对这些问题的反馈、验证和补充分析，并关注了AP1000从旧版基岩厂址拓宽到新版土层厂址涉及的一些结构问题，最后基于以上内容分新版AP1000结构问题可能对国内在建的旧版结构可能产生的影响，为国内在建旧版AP1000和拟建新版AP1000提供了结构方面相关的技术信息，具有一定的借鉴意义。

AP1000；屏蔽厂房；SC结构设计与分析；实验；建造和检查。

1 概述

AP1000堆型的设计是基于AP600基础上开发完成的，AP1000通过AP600设计改进达到增容目的，显著提高发电功率，同时又保持AP600系统的安全性和简洁性。AP1000的整个设计过程就是不断开发和完善的过程， 2006年美国核安全局(NRC)批准的西屋堆型为15版的AP1000，随后，美国出台了关于飞机撞击的法规要求，为适应新规范的要求和设计施工标准化，西屋更新了AP1000的新的屏蔽厂房的结构形式，将屏蔽厂房普通钢筋混凝土结构修改为钢板混凝土复合结构，并将原有的结构设计拓宽到适建在土层基础上。AP1000这种修改对应现有AP1000的修改版本为16版、17版和18版，按照美国的审评制度，最后纳入到法规的是19版。从AP1000在NRC申请的设计许可证过程，不难验证AP1000设计是个逐步发展完善的过程。本文为论述方便，称2006批准的AP1000堆型为“旧版AP1000”，15版之后NRC正在审评过程中的这几版称为“新版AP1000”。针对新版AP1000的审评，2009年10月15日，美国核安全管理部门在网站上公开发表了西屋AP1000的屏蔽厂房设计不满足设计要求的通知，通知指出：西屋公司提交的AP1000标准设计修改中涉及屏蔽厂房设计的内容不满足法规要求，需要进一步说明屏蔽厂房结构设计的合理性。在NRC的最终审评结论没有给出的情况下，三门核电厂1号机组的设计方案退回到15版的AP1000，屏蔽厂房采用普通的钢筋混凝土结构。为了保证世界首台AP1000反应堆机组建造的安全性，国家核安全局要求三门核电厂补充提交涉及15版普通钢筋混凝土屏蔽厂房的设计报告和旧版AP1000反应堆结构形式中已采用SC结构模块的验证设计报告；对于后续的工程最终采取哪一种屏蔽厂房结构形式，营运单位仍需要进一步分析确定。

为了解新版AP1000屏蔽厂房存在的问题不会对原有的旧版AP1000的设计是否产生影响，并为后续工程采取新版AP1000的屏蔽厂房结构分析提供更为准确的技术基础，以确保AP1000的结构设计的安全性，我们有必要详细了解新版AP1000屏蔽厂房存在的问题和西屋相应的改进措施，并逐个分析其可能产生的影响。

2 新版AP1000屏蔽厂房的审评

2.1 AP1000屏蔽厂房结构介绍

图1 AP1000屏蔽厂房结构轮廓图

为了便于介绍17版AP1000的屏蔽厂房结构的审评问题，首先需要对整个屏蔽厂房的结构和功能有所了解，屏蔽厂房的结构轮廓如图1所示：反应堆厂房采用双层安全壳，内层为钢安全壳，外层为屏蔽厂房，其屋顶设置非能动安全壳冷却系统储水箱。AP1000区别于II代加压水堆核电机组的主要特点就是“非能动”的安全系统。非能动安全壳冷却系统是重要的“非能动”设计概念之一，AP1000非能动安全壳冷却系统与传统压水堆的安全壳喷淋系统的主要功能相同，其作用是发生LOCA事故或主蒸汽管破裂事故发生在安全壳内时，排出安全壳内的热量。非能动安全壳冷却系统以钢安全壳作为传热界面，将空气从外层屏蔽厂房进风口引入，通过外部环廊到达底部，在空气折流板底部转向180°，进入内部环廊，再沿安全壳内壁向上流动。由于内部环廊空气被加热和水蒸气存在，造成内外环廊空气密度差，形成空气的自然循环，空气最终从屏蔽厂房顶部烟囱排出。在安全壳顶部设有可供72小时的冷却水贮存箱，水靠重力向下流，在钢安全壳弧顶和屏蔽厂房屋顶形成一层水膜。当安全壳内压力或温度过高时，系统自动开启。由形成的水膜和空气自然循环导出安全壳内的热量，降低安全壳的压力，保证安全壳不受损坏。

AP1000设计申请文件中旧版屏蔽厂房为RC结构，而在新版时使用改进的屏蔽厂房为SC结构，且将核电厂建造范围延展至土层厂址，且于2008年10月14日提交修改后的17版AP1000设计报告于NRC。2009年第三季度NRC针对17版AP1000结构专题的审评状态是审评阶段的第二部分，并在2009年10月公开AP1000新的屏蔽厂房的部分设计未满相关规范要求，并强调西屋电力公司(WEC)需进一步补充分析和设计验证。

2.2 设计和计算方面

在WEC的屏蔽厂房结构设计或分析过程中将钢板混凝土(SC)结构作为一个整体即在模型中作为独立的一个单元来模拟，WEC没有充分证明在整个受力分析过程中SC结构是否能一直作为一个整体单元。另外，WEC需进一步说明SC模块结构是否有足够的延性能抵抗强烈地震或者龙卷风。

SC结构模块墙体与普通钢筋混凝土(RC)结构墙体之间的链接缺少相应的设计和详细的在RC结构部分中的连接信息。因此，审评人员无法确认连接部位能否恰当的传递屏蔽厂房的设计荷载。

屏蔽厂房的拉应力区(如进风口附近的环梁)和进风口部位的设计和分析没有采用有效的设计分析或实验方法进行验证，验证方法可采用参考实验数据或确认模型实验；采用单一的壳单元来模拟的914.4mm(36inches)厚的SC墙体或粗略的单元划分可大概模拟整个结构模型的反应，但是不能充分模拟结构连接部分的应力应变分布，如SC-RC之间的连接，包括屏蔽厂房与基础和屏蔽厂房与辅助厂房屋顶两部分的连接。WEC需进一步说明在结构模型中采用壳单元模拟分析钢板混凝土(SC)结构墙体与钢筋混凝土墙体之间的连接的合理性。

在屏蔽厂房结构中有使用自密实混凝土(SCC)，但在整个分析和设计过程中WEC没有考虑自密实混凝土的材料性质和自密实混凝土的效应。与普通混凝土相比，自密实混凝土有较高的收缩和蠕变应力，抗剪、抗延性能力较差，西屋需补充说明自密实混凝土对整个屏蔽厂房分析和设计产生的影响。

WEC没有考虑每天和季节温度循环对相关疲劳分析的影响，包括SC模块结构中钢板和栓钉之间焊缝、混凝土与拴钉之间应力和应变的差异的增加、混凝土和栓钉粘结力的不断降低等，以证明在电厂寿期内，拴钉不会因钢板收缩膨胀而松动，屏蔽厂房能维持其功能。

SC结构模块中钢板的厚度12.7mm(1/2inch)不满足要求，因为SC结构模块的最大主应力高于主应力允许值；WEC应充分验证说明SC结构模块可以避免钢板局部开裂。

2.3 实验方面

计划做实验的模型不能充分反应SC模块结构(如，采用L-型 角钢替代栓钉，忽略了钢板之间的焊缝连接等)；WEC提供的关于SC结构的平面内应力和拉力荷载试验边界条件设置不正确，这个边界条件会约束试验模型，高估SC结构的实际应力，而且该实验不能施加循环动力荷载，因此该实验不能模拟由地震荷载引起的对屏蔽厂房循环动力荷载的影响分析模型。

2.4 建造和检查方面

WEC在报告中没有提供确保屏蔽厂房的设计安全的建造和检查方法，WEC需说明空洞、开裂、分层和不合规格混凝土建造的检查方法以确保混凝土结构的完整性。

3 WEC拟采取的实验措施

3.1 设计和计算方面

为使屏蔽厂房的钢板与混凝土组合结构在实际破坏分析中作为一个整体模拟，采取三个措施，在钢板混凝土结构的两块钢板之间增加贯穿抗剪钢筋杆；增加钢板的厚度和改变材料类型；在屏蔽厂房进风口环形张力钢架梁处，混凝土比较弱的地方增加加劲角钢，修改进风口的设计使结构连接更紧密。

补充RC-SC墙体连接的详细设计信息，并针对RC-SC连接相关的实验信息，涉及相关的SC模块结构和RC-SC连接墙体实验委托Purdue大学结构力学实验室完成。

针对屏蔽厂房进风口将进行重新设计以减少进风口的数目，进风口从方形修改为圆形以减少应力集中，同时重新设计进风口的流量以保证事故状态下屏蔽厂房的非能动冷却功能；进风口将铺设管道以代替原有的天然结构形状，进风口环梁处采用非线性分析，将在修改版DCD文件中提交进风口环梁的内部和外部荷载的描述，关于确定这些荷载参数的实验正在计划实施中；进风口环梁的非线性分析有限元模型中采用实体单元模拟混凝土结构。

在屏蔽厂房关键截面处，减少自密实混凝土的应用。另外，自密实混凝土收缩和蠕变参数值基于两个方面获得：一是中国浇筑自密实混凝土实验数据和浇筑之后的施工经验获得；二是从Purdue大学补充实验中得到。

温度引起的非线性应力采用有限元分析进行量化每天和不同季节热循环的影响。

重新设计进风口增加钢板的厚度至少228.6mm(3/4inches)；将进行屏蔽厂房的关键截面的局部破坏分析，而且解决这个问题也将增加钢板的厚度。

由于整个屏蔽厂房采用SC结构模式，美国无实际存在的工业规范可依据，WEC将整个屏蔽厂房的重新分析设计过程分析分为三阶段进行。第一阶段为线弹性分析，弹性模量假定为采用0.8Ec以考虑混凝土开裂造成的刚度降低，采用修改后的计算模型进行动力计算确定峰值加速度Amax，最后采用等效静力分析法验证计算结果，并保证SC结构的开裂不影响第一阶段的分析结果；第二阶段仍为线弹性分析，采用反应谱法和修改后的计算模型获得结构内力(应力和应变)，最后采用LS-DYDA等效静力分析法验证计算结果，并保证SC结构的开裂不影响第二阶段的分析结果；第三阶段为最终承载力设计，采用反应谱法设计辅助厂房，等效静力法设计进风口，依据ACI-349及后处理结果得到设计余量，最后采用ABAQUS 有限元模型验证实验结果，且ABAQUS的计算结果会表明结构设计在地震荷载下有充足的设计余量。每个阶段都是依据假定按常规分析方法进行结构计算和设计，然后采用非线性分析方法或实验结果进行验证。针对SC结构，WEC是先基于现有的资料保守假定一些参数按常规方法进行设计，再用非线性分析方法或者相关的实验结果进行验证原有设计结果的正确性。

3.2 实验方面

WEC拟计划完成的实验有RC-SC之间的锚固、焊缝强度、SC结构模块的拟静力破坏、平面内剪力、平面外剪力及平面内外剪力与拉压力的组合验证，这些实验的样本个数为1、2或3，这些实验WEC都委托了Purdue大学来完成，2009年11月、12月及2010年年初WEC同Purdue大学就实验内容和实验方法向NRC汇报交流过，这些实验方法也在持续改进中，2011年已完成。

3.3 建造和检查方面

2010年2月WEC向NRC汇报了17版AP1000屏蔽厂房的建造和检查方法，WEC承诺将在建造过程中进行全尺寸SC结构模块实验，并制定相关的建造进展、建造技术、建造程序和混凝土无损检验评价方法以保证屏蔽厂房结构的完整性。 NRC对该汇报的评价是合理可行，但该项内容需纳入到新版DCD文件中，以便进一步审评。WEC承诺屏蔽厂房建造和检查大纲的详细内容将纳入到新版报告中，供NRC继续审评。

4 分析屏蔽厂房审评问题

4.1 新版审评问题的分析

针对上述讨论的涉及设计与分析的主要审评问题体现在屏蔽厂房采用钢板混凝土复合结构(SC)的理论依据并不充足，如SC结构的延性、SC结构的模拟、SC结构与RC结构的连接、温度对结构的影响等，这些问题都是基于SC结构与RC结构不同且在美国没有相关的工业规范依据而提出的；另外，由于在新的结构形式下采用了自密实混凝土，由于其与普通混凝土的收缩徐变性能有差异，NRC审评人员要求WEC在结构计算分析中要考虑其影响。

实验方面主要是针对设计与分析中没有规范依据的SC结构的性能参数进行验证实验，相应的验证实验原则上是在设计与分析之前完成的，由于美国没有现有的涉及SC结构的工业规范，也不可能在短时间内针对新版AP1000的SC结构制定出可供依据参考的规范，且WEC为了缩短整个新版AP1000的审评过程，针对新版AP1000结构设计，WEC拟从相应的实验分析结果验证原有的计算模型分析中假定的一些参数是合理的或者是保守的。对此，审评过程中并没有提出相应的异议，只是要有合理的实验方法和足够的实验数目证明。

建造和检查方面也主要是如何保证SC结构形式的建造质量以保证屏蔽厂房结构完整性，这主要涉及到整个SC结构的建造方法及建造过程中和建造完成后的定期监督检查方法。

以上讨论的问题主要是NRC在官网上公开的需要WEC做进一步工作的相关内容，大部分都是给SC结构相关的问题，而且很多问题都是源于美国暂时没有关于SC结构相关规范而提出的，现NRC仍在进一步审评过程中。另外，从NRC提出的相应问题中可以看出，在具体的审评过程中针对新版AP1000关注的问题还不止以上内容，如SASSI模型中上部结构与基础的连接模拟方式修正、辅助厂房与屏蔽厂房连接在有限元模型中的模拟、从基岩厂址拓宽到土层厂址的结构稳定性分析、基岩厂址与土层厂址地震输入方面的比较分析、近场地震高频振动的影响分析、非能动系统顶部水箱在抗震分析时晃动水体的有效质量和水体和屏蔽厂房在抗震分析过程中相互作用的处理方式、屏蔽厂房结构非线性分析中阻尼比的选择、屏蔽厂房使用SC结构后整个核岛厂房防商用飞机恶意撞击的问题分析、涉及到土层厂址上不对称基础的等效刚度和阻尼的等效方法等等，还有很多方面的内容需要进一步深入研究，并给出一个相对合理的评价处理方式。

4.2 新版审评问题对旧版设计可能产生的影响

在中国，核电厂业主提交给国家核安全局的AP1000初步安全分析报告基本上是在16版AP1000标准设计DCD第二层文件(Tier2)的基础上针对本核电厂的具体情况做了局部修改(厂址特性和特定系统设计)后编制而成的，绝大部分内容与16版AP1000标准设计DCD第二层文件一致[8]，故中国国家核安全局受理审评的AP1000可以说是新版AP1000。另外，针对AP1000的审评，国家核安全局的审评周期基本为一年。如：2008年2月27日，三门核电有限公司于向国家核安全局提交了三门核电厂1&2号机组建造许可证申请，并提交了申请的支持性文件，包括初步安全分析报告；2009年3月11日，审评人员完成初步安全分析报告审评情况汇报。在中国审评人员不足、AP1000的审评周期短的情况下，对新版AP1000的审评还达不到NRC的审评详细程度，在中国针对新版的AP1000的审评只是将屏蔽厂房SC结构留了一个开口，并注明要紧跟NRC的具体审评结论，而没有对应具体的审评问题。当了解NRC在网站上公开相应的新版AP1000的审评问题后，申请方和审评方都非常重视，为了世界首台核电厂的安全，鉴于NRC的审评机制、审评进度和WEC提交审评问题反馈的进展，三门核电厂1号机组拟退回到15版的屏蔽厂房结构形式，即采用普通的钢筋混凝土结构。既然三门核电厂1号机组退回到旧版的AP1000，我们就有必要详细分析新版AP1000的审评问题可能对旧版AP1000产生的影响，以便及时做好相应的改进工作。

旧版屏蔽厂房的结构形式是普通混凝土结构，但是旧版的内部结构和辅助厂房确是钢板加混凝土的复合结构，这就意味着新版所有涉及SC结构的一些问题，旧版也将会同时存在。针对旧版AP1000中SC结构的计算和设计方面的问题，基于中国AP1000机组紧张工期，且旧版的SC结构与新版的模块结构相比尺寸相对比较小，在中国使用旧版AP1000的核电厂营运单位可以依据日本规范JEAG4618验证SC结构的安全性。尽管如此，我们仍要排查关注规范JEAG4618也未能涉及到的个别问题。同时，要关注进风口环梁在有限元中的模拟和几个关键连接部位的详细设计，这几个关键连接部位是非能动系统水箱墙体与屋顶的连接、进风口部位与屋顶及屏蔽厂房墙体的连接、内部结构与基础的连接、安全壳屏蔽厂房与辅助厂房屋顶的连接。

针对15版AP1000的SC结构的实验方面，因中国依据日本规范JEAG4618完成SC结构计算和设计验证过程，也就是说明15版AP1000的SC结构的实验方面间接引用了日本关于SC结构的实验结果。当然，纳入到规范的实验数据的可靠性相对比较高，尽管如此，我们也有必要积极跟踪WEC针对新版AP1000的SC结构的实验，了解其实验结果是否与日本规范中引用的实验结果是否一致，以便及时避免两者实验结果不一致可能对西屋15版AP1000的内部结构和辅助厂房造成的安全影响。

SC结构的建造和检查方面可以说是15版面临的相对紧急的问题，中国AP1000的建造在紧张有序的进行中，国外AP1000仅在审评过程中，在此种情况下，针对SC结构的建造和检查方法我们只能自力更生，摸索着前进。在中国建造AP1000的SC结构时，要及时建立SC结构的建造和检查大纲，以保证整个核岛结构的建造质量。

从新版AP1000的审评问题分析中不难看出，对旧版AP1000可能产生影响的问题主要涉及到两个方面：一是NRC在官网上公开发给WEC的问题，大部分涉及到SC结构；二是审评中提出的RAI对应的问题，大部分涉及到从旧版AP1000基岩厂址拓宽到新版AP1000的土层厂址适应性的一些内容。对于旧版AP1000涉及的SC结构问题，中国依据日本规范JEAG4618进行验证分析；对于旧版AP1000只是建造在基岩厂址上，涉及到土层适应性的问题不会对旧版AP1000产生影响。但是我们也应该同时注意到，日本规范JEAG4618并没有覆盖所有NRC在官网上公开的涉及SC的问题，如自密实混凝土的性能；审评中提出的RAI对应的问题也不全是土层厂址适应性的问题，如结构分析过程中有限元模拟的合理性、非线性分析结构阻尼比的选取和非能动系统顶部水箱在抗震分析时晃动水体的有效质量和水体和屏蔽厂房在抗震分析过程中相互作用的处理方式等等。以上涉及到的新版对旧版AP1000可能产生影响的内容在旧版AP1000屏蔽厂房分析、设计、审评、建造和检查过程中都需要重点关注，并避免其对旧版AP1000结构可能产生的安全影响。

5 结论

本文从设计和计算、实验、建造和检查三个方面介绍了NRC针对新版AP1000结构审评相关问题及西屋公司当前对这些问题进行的相关验证和补充分析，并基于这些内容分析了新版AP1000结构方面的审评问题可能对旧版AP1000结构可能产生影响及旧版AP1000结构分析、设计和审评关注点。本文对相关的问题只是做粗略分析，论文中涉及的内容主要是能查到的公开内容，尽管如此，本文对新版AP1000结构方面NRC审评问题的归纳和总结对我们现有建造的旧版AP1000和将来拟建的新版AP1000的结构方面的分析、设计、建造和审评能提供相关的技术信息，并为进一步的研究工作提供了指导。

(1)针对SC结构的研究，国内核工业方面没有相关的实验数据，尽管我们可以利用日本现有的实验数据、参考日本的规范和跟踪后续新版AP1000普渡大学的SC结构验证成果，但若中国想对SC结构性能有更清晰的认识，仍需做一定的实验和分析工作；

(2)对于NRC在网站上公开的涉及SC结构的问题，虽然我们及时给予了一定的关注并及时进行了相应的反馈和改进工作，但仍有部分内容需要进一步研究探讨；

(3)对于网站上未公开但审评问题中涉及到的一些新版AP1000的审评问题，同样要进一步关注、研究并及时给出合理可行的解决方法。

[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， 李小军.中美两国核电站中西屋AP1000堆型的许可问题比较分析[J]。国际核动力，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

国家科技重大专项：2011ZX06002-010-7

侯春林(1981- )，女，河南郸城县人，博士研究生，工程师，主要从事核电厂结构工程研究。