核电站建设及其岩土工程综述

聂 文，孟祥芳，张正清，朱 莅，陈彦生

(1.长江科学院a.科技成果推广及信息中心;b.水利部岩土力学与工程重点实验室，武汉 430010;2.长江勘测规划设计研究院岩土工程公司，武汉 430010)

1 核电站建设概况

自1951年12月美国实验增殖堆1号(EBR-1)首次利用核能发电以来，截至2009年底，世界已建运行中的核电机组共计436台，装机容量约为373 GW;在建核电机组53台，装机容量约为51.1 GW;计划在建造核电机组142台，装机容量约156.1 GW;拟建核电机组 327台，装机容量约342.9 GW。

在核电建设与运营中，世人普遍关注的是核安全问题，尤其是1986年4月26日前苏联切尔诺贝利核电站第4号核反应堆爆炸使8 t多强辐射物质泄漏;2011年3月11日日本福岛核电站1号机组因9.0级地震导致核辐射使其周边的天空与海域遭到核污染，“让中国如火如荼的核电建设在料峭春风中打了冷战(《凤凰周刊》2011，1(10)总第395期)”。

中国现有的核电站建设，其安全性能均优于日本福岛上世纪60年代后期建成的第二代核电站。中国原子能科学研究院正在研发的快堆属第四代技术，不但可以实现核燃料的可持续利用，还配有非能动的余热导出系统，安全系数更高。

从核电站建设的法定流程看，只要在规划选址勘察、施工及其后续运营进行全程监测，以及预先制定好突发事件的应急措施，包括核电站岩土工程的精细设计、管理控制，保证核电站安全在技术上是可以解决的［1］。

2 中国核电站建设及其特征

自台湾金山一期63.6万kW沸水堆核电站于1977年并网运行以来，我国核电站已建并网商营的共7座，19台机组、总装机容量2 135.4万kW;在建的共11座，32台机组、总装机容量3 242万kW(见表1)。规划拟建的核电站计25座，约120台机组、总装机容量在12 000万kW以上(见表2)。

由表1可知:

(1)已建并网商营的核电站均建于沿海地区，在建的也绝大多数位于沿海省。

(2)核电所采用的反应堆，台湾以沸水堆为主，兼有压水;大陆以压水堆为主，兼有重水堆、高温气冷堆，同时实验应用了快堆这一目前先进的堆型。

(3)台湾核电建设处于缓滞状，大陆则处于活跃发展期。

由表2可见:

(1)所有拟建的核电站的单机容量均在100万kW以上。

(2)拟建的核电站反应堆技术多为第三代并有第四代核电最新技术。

另外，作为中国未来10年(2010－2020年)的能源结构，核电能源规划要求占全国能源的15%，即2020年中国核电装机容量为8 000万kW，相当8 560万t标准煤。这一数量比2007年10月国家发展和改革委员会《核电中长期发展规划(2005－2020年)》提高了一倍。

表1 中国已建与在建核电站Table 1 Nuclear power plants either built or under construction in China

3 核电建设的岩土工程研究

核电建设的岩土工程研究内容包括:工程地质勘测、基岩风化带划分与基础评价;工程测量及形变监测;核岛负挖施工、动测及控制标准;软基深坑支护及其边坡稳定;取水隧洞抗震性能分析;水泥基灌浆材料应用;核电站建设对生态环境的影响等。

3.1 核电站工程地质勘测及分析

中国核电站建设由沿海转向内陆，不同于世界上的内陆核电站占其总量的70%特点。中国核电站厂址优先选择在海岸，原因之一是可以找到良好的岩体作为主厂房的地基，有深水码头和丰沛的冷却水源。但其缺点是这类厂址往往不够开阔，施工土石方量甚大;强烈风化作用于地表岩石，使岩体的软硬非均匀程度相当突出，这已在岭澳与阳江等核电站表现非常充分［2－5］。

核电地勘选址有三要素。

(1)地震地质勘测:这是核电站建设安全与技术的最高要求标准。包括:① 区域历史地震调查;②河流水系的基底构造调查;③ 海域沿岸潮汐、海啸、阶地实测及海陆变迁调查;④ 厂址区的温泉、热流值资料收集;⑤碳14年龄测定;⑥航测航磁资料深部结构分析;⑦基础变形、地应力测量等。

(2)水文水工勘测:这是核电建设施工勘测的基础。包括:①区域降水历史调查;②厂址范围地表水与地下水活动勘测;③厂址区地貌查勘;④厂址区综合水文地质分析;⑤核电水工程诸如取水隧洞、基础开挖、深坑边坡稳定性与水文条件关系考察等。

(3)环境保护(含水域、陆域及大气)。这是核电站建设与运营期必须勘测的内容。包括:①核电站选址水域勘测诸如水深、波浪和涌波实测;②大量水工构筑物和海工设施诸如防波堤、码头、取排水设施和泵房的地质勘测;③ 海域软土的分布及厚度，以及软土的一般物理力学性质试验;④陆域勘测结果与核岛定位关系分析;⑤陆域岩体风化厚度及发育性状勘察;⑥高边坡稳定性、土石方工程量、地基软硬相间对工程环境影响研究等。

表2 中国拟建核电站Table 2 Nuclear power plants planned to be built in China

3.2 核电站施工土石方开挖与处理

目前，中国核电站绝大多数建在坚硬的岩浆岩地区，少量建在沉积岩地区。而在建与已建的核电站尚无变质岩地基。为此，核电站施工所出现的岩土工程问题主要是硬岩的爆破开挖及其质量控制标准研究，软岩的爆破挤淤加固基础处理［6－14］。

3.2.1 硬岩爆破开挖及其质量控制［15－17］

在核岛负挖中，硬岩爆破开挖多采用核岛基坑主体首层及周边边坡开挖、主体中间层开挖和主体预留底板垂直保护层及沟槽开挖3步骤施工法，距爆源30 m处基岩质点振动速度峰值不大于5cm/s;主体中间层开挖时不大于2.5cm/s;主体预留底板垂直保护层开挖时不大于1.5cm/s。与此同时，开挖的质量控制标准是:边坡采用预裂爆破，其允许超挖不大于15cm;基底开挖清理后允许超挖不大于20cm且不允许欠挖。

3.2.2 核岛负挖基坑支护体系的施工措施［18－19］

鉴于负挖基坑支护体系允许爆破振动速度为8～10cm/s，施工中应作如下措施才能满足设计要求。

(1)限制爆破振动源强度(一次爆破装药量)。根据保护对象所在地面质点振动的安全允许速度和保护对象至爆心距离，及爆破安全规程(GB6722-2003)的振动速度公式v=k(Q1/3/R)a计算出爆破振动安全允许装药量，作为不产生爆破振动危害的参考用药量。并在此基础上进行优化。

(2)分段延时起爆，降低单位时间内爆炸能量的释放。分散均匀布药，优化起爆网路，分段延时起爆;孔内采取合理的分段数、起爆顺序和延时间隔时间，将每段药包的爆破振动控制在安全允许范围内。

(3)按微分原理均匀释放爆破能量，在装药段上部设置空气柱，缓冲爆破能量，降低初始压力，降低峰值效应。

(4)在爆区与保护对象间钻减振孔，降低爆破振动强度，减少爆破振动危害。

(5)在邻近支护桩实施预裂切割爆破，将爆区与主护桩实施隔离，降低爆破振动波对支护桩的作用能量。

(6)采用先基坑中间，后临近支护体系边坡的开挖顺序，尽可能减少桩体处的爆破规模和炮孔排数，使网路相对简易化，具有较强操作性的同时也避免了振动波的叠加。

3.2.3 核电站软基爆破挤淤处理

在核电站建设项目中，往往因其取水明渠建在近海防波堤附近，而防波堤堤基又系淤泥等软基。为此，为保护防波堤斜坡式结构的稳定，采用如图1爆破挤淤处理工序。抛填要求“堤身先宽后窄，石料外大内细”;堤头爆破前抛填时要求平台宽度和厚度一次到位，爆后堤身缩窄到设计堤顶宽度控制方量。堤顶爆前高度为5.0～6.0 m，宽度为36 m;爆后高度为4.0～4.5 m，宽度为22 m。堤头爆填进尺为8 m，每推进50 m进行一次侧向爆填，如此循环直达到设计堤长。爆破前后要进行堤身断裂面测量，发现与设计有偏差时，应及时调整爆填参数，最终采用体积平衡法或沉降位移法对堤身进行检测验收。

图1 爆破挤淤工序Fig.1 Process of mud displacement by blasting

按图1爆破挤淤工序在福建福清核电工程中实施所出现的爆破最大质点振速及其控制标准见表3。

表3 福清核电工程各监测区出现的最大质点振速峰值Table 3 Maximum particle vibration velocity in the monitored areas of Fuqing nuclear power plant

利用 Young 计算式［20］，有

式中:W为一次起爆药量(kg);Wf为鱼的的质量(kg);dw为爆炸发生处的水深(m)。以养殖场距爆破挤淤区域最近距离500 m为例，当Wf=0.5 kg、Wf=520 kg、dw=8 m 时，R≈421 m﹤500 m，R为鳔鱼类90%存活率的安全距离(m)。由福清核电站最大段药量的估算结果可知，爆破挤淤对周边养殖场的危害较小。

3.3 核电站取水隧洞三维抗震设计

按《核电厂抗震设计规范》(GB50267-97)规定，取水隧洞为Ⅰ级建筑物。通常，以地震烈度为7度作设防。考虑到隧洞围(土/岩)与结构之间的静力和动力相互作用影响，国内已由“拟静力法”转向以动力有限元法为代表的三维数值法，并获得某核电站取水隧洞围岩的为V类片麻岩在场址时程地震波(time history of the site seismic wave)作用下马蹄形与圆形断面隧洞的三维抗震计算结果［21－22］(见表4)。

表4 圆形与马蹄形断面隧洞衬砌内力比较Table 4 Comparison of the inner forces on round and horseshoe tunnel linings

由此可见，两种地震动作用下衬砌的内力结果一致，马蹄形断面隧洞衬砌的内力最大值要高于圆形断面，圆形断面隧洞衬砌的受力更加合理，说明圆形断面的支护结构要优于马蹄形断面。

3.4 核电机组基础灌浆

核电机组尤其是单机容量在100万kW以上的机组基座，是当前核电建设及其运营中关键的课题之一。以江苏省田湾核电站为例，该核电站由2座核反应堆提供蒸汽动力给常规岛2台100 kW的发电机发电。在常规岛里配置了4台发电机组(2台工作，2台备用)。这4台机组是安装在下装弹簧(长×宽×高=12 m×5 m×3 m)的柔性混凝土机座上，在机座混凝土上埋螺栓。发电设备安装后，需要用无收缩灌浆料把螺栓与设备基础固定处填充密实后，用灌浆料设备基础和柔性基座连在一块，形成一个整体机座。安装后的设备基础，应能抵挡住发电机工作时产生的动荷载，不产生开裂［22］。

3.4.1 水泥基灌浆料的选择［23～24］

目前建材行业，水泥基补偿收缩灌浆料品种多、质量差异大，选择满足工程要求的灌浆料是保证工程质量的前提。田湾核电站使用的3种灌浆料性能比较如表5所示，3种灌浆料的组分见表6。

表5 灌浆料性能比较表Table 5 Comparison of the performance of grouting materials

表6 灌浆料骨料筛分试验结果Table 6 Test results of aggregate screening of grouting materials

经室内试验(含模拟)与现场实用结果比较，最后选择乙料，并得到中、俄双方核电专家认可。

3.4.2 乙料施工关键技术

(1)灌浆料的质量控制:灌浆料中骨料含量低于50%时，由于浆体水灰比过小，浆体黏性大，空气也不易排出，易出现干缩裂纹或空洞现象。根据现场统一使用乙料，对每批次进场，都必须按GBJ50119规定的试验方法进行试验，确保每批进场灌浆料的质量。

(2)灌浆料施工方法:灌浆料的灌注方式，根据设备基础的形状、尺寸大小和深度，可选择自落式灌浆和压力灌浆。压力灌浆必须用专门的灌浆设备，并且要做模拟试验，编写施工方案，审批后方能执行。灌浆料水灰比低，失水时极易出现干缩裂纹，因此在浆体初凝后即要保湿养护(条件容许时，尽量在浆体终凝后蓄水养护)，养护时间不宜少于14 d。

3.5 核电施工监测与环境保护

核电建设全过程中的监测与环境保护，是核电站建设成败的关键。目前，百万级装机容量施工期一般为3～5年，运营期为40～60年。施工与运营叠加计划为3～65年范围。以变形监测来控制施工及运营安全;以核电厂对水库环境影响来调控核电生态环境安全平衡。

3.5.1 核电站建设的变形监测内容［25］

(1)执行HAF0300《核电站运行安全规定》和HAF0303《核电站重要建筑物的监测规定》;

(2)确保EAU《安全壳仪表系统》、KIS《地震仪表系统》及《松动部件和振动监测系统》等系统正常工作;

(3)收集和掌握核电站各类地面及高层建筑物的最大变形信息量;

(4)满足施工特殊需要，如核岛安全壳内预应力张拉时对贯穿件(+11.5，+15.5 m)所引起的形变量;

(5)核电站环境监测积累背景值，包括:温度、地下水位、大气降水、地倾斜、固体潮、海潮、海水面测量等。

3.5.2 核电站温排水环境影响

到目前为止，核能是唯一被证实的不仅能够提供大量能源，而且不会释放温室效应气体的能源技术，但是核能发展仍面临着一些问题，如核电站的“温排水”问题。与一般的火电厂相比，核电站的热效率偏低，仅为30%～35%，大部分热量被冷却水带走，加之核电机组循环水量是火电机组的1.2～1.5倍，弃热量较多。核电站大量的冷却水不断排入受纳水体，造成水域温度升高，影响水体水质，危害水中生物的生长，对周围水域造成热污染。水温的升高会加快有机污染物的分解速度和水中生物的呼吸频率，使耗氧量增加;一些污染物的毒性在水温升高后加剧。

在我国以航空遥感测量为主、航天遥感为辅的“温排水”调查及其影响分析技术已广泛应用于大亚湾、秦山等已建运营的核电站。既可为核电站的环境影响评价提供可靠依据，还可以对核电站新扩建核电项目的取、排水口的位置优化提供参考依据，并可指导核电站的设计和建设工作，使其对环境的影响降至最低。

3.5.3 内陆核电子对水库环境影响

国际原子能机构(IAEA)将核电厂址分为海滨、滨河和滨湖3类，我国习惯上将滨河、滨湖厂址统称为内陆厂址。世界范围内的核电厂以内陆厂址为主。目前，全世界207座运行核电厂中有118座位于内陆。内陆核电厂中滨河厂址占大部分，大都位于各国流量较大的主要河流或主要支流附近，我国湖北省咸宁核电厂是其中一例。该核电厂与富水水库位置见图2。

图2 咸宁核电厂及富水水库位置示意图Fig.2 Location of Xianning nuclear power plant and Fushui reservoir

张晓峰等人的研究表明［26］:

(1)虽然核电厂放射性释放对于水库环境及饮用水源的辐射影响很小，但核素在水库中的累积效应仍不容忽视。我国目前亟需制定地表水体中放射性指标限值，同时应加强核素在内陆水体中迁移的放射生态学和对生物的辐射剂量学及辐射生物效应研究。

(2)建设内陆核电厂需重点关注水环境影响。对于淡水水体，核电厂排放余氯可能是不可忽视的因素，相关人员应关注电厂运行中的余氯影响程度和范围，研究并制定淡水物种对于余氯的安全浓度标准。

(3)水库相对海洋和大江大河来说，水体稀释扩散能力有限，建设内陆核电厂，特别是滨湖核电厂时应尽量使用二次循环冷却方式，避免使用直流冷却方式，如采用直流冷却，应设置必要的冷却水面以减少热影响。

(4)根据现有运行经验，采用二次循环冷却方式可有效减少冷却系统的机械作用影响。核电厂可考虑通过在取水系统中加装旋转滤网等措施，进一步减少取水对水生物可能的卷吸和撞击等影响。

4 结语

(1)对核能与化石能源(煤、石油)及非化石能源(太阳能、风能、海洋温差能、木醇能、生物能及天然气能)的安全性能及技术、经济和环境影响分析比较，结果表明，核电是一种安全、清洁、经济、环保可持续的绿色能源。

(2)中国核电站建设中，岩土工程(含岩土地质介质的勘测、施工、监测、环境保护)具有不可替代的重要地位。实践表明，中国核电站建设中岩土工程研究目的明确:安全第一、内容配套齐全、环保效果凸显。

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