“华龙一号”核岛厂房防御外部事件设计改进

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(环境保护部核与辐射安全中心，北京　100082)

“华龙一号”是由中核集团和中广核集团共同开发，具有完整自主知识产权的百万千瓦级压水堆核电技术，采用先进的安全设计理念与技术，具有创新性的设计特征，满足最新的安全要求和国际第三代核电的用户要求。最初阶段，“华龙一号”作为中国自主的三代核电技术，由中核集团和广核集团分别研发设计，示范工程分别为福清核电站5号机组和防城港核电站3号机组，分别于2015年5月7日和2015年12月24日正式浇筑第一罐混凝土，标志着具有中国完整自主知识产权的核电技术“华龙一号”首堆示范工程正式开工建设。基于两个示范工程技术融合后的华龙一号技术方案是我国核电走出去战略的重要支撑。

两个“华龙一号”示范工程的核岛厂房的布置及组成略有不同。福清核电站5号机组核岛厂房包括反应堆厂房、外层安全壳和防护厂房、燃料厂房、电气厂房、安全厂房、核辅助厂房、核废物厂房等，均属于抗震I类物项，严格按照核电厂相关的法规、导则和规范标准的要求进行抗震设计。其中，反应堆厂房、外层安全壳和防护厂房、燃料厂房、电气厂房、安全厂房采用公共筏基；核辅助厂房、核废物厂房单独筏板基础。防城港核电站3号机组核岛厂房由反应堆厂房、外层安全壳和防护厂房、燃料厂房、安全厂房、核辅助厂房、应急柴油机厂房等组成。反应堆厂房、外层安全壳和防护厂房、燃料厂房、安全厂房共同坐落在一个厚度不同的公共筏基上，在抗震分析中，公共筏基上的核岛厂房进行整体分析，其他核辅助厂房、应急柴油机厂房单独进行抗震分析。

“华龙一号” 示范工程核岛厂房的结构设计较二代核电机组有明显不同，在防御外部自然事件和外部人为事件方面较二代核电机组进行了大量改进。本文对“华龙一号”示范工程核岛厂房在防御外部事件方面的主要设计改进进行介绍。

1　核岛厂房的抗震设计与分析

核岛厂房作为容纳和支撑核电机组安全级系统和设备的重要物项，其自身的抗震设计受到重点关注；同时对于核岛厂房安放安全级系统和设备的各楼层，需要计算并输出楼层反应谱作为核安全相关重要设备及管道力学分析与抗震鉴定的输入数据。因此，其计算的准确性在核电厂地震响应分析中具有举足轻重的意义。目前，二代核电机组核岛厂房抗震分析计算通常建立简化的集中质量厂房模型，依据国内外核电厂抗震设计规范(如我国的GB 50267-97《核电厂抗震设计规范》，美国的ASCE 4-98及法国的RCC-G等)推荐的集总参数计算方法考虑土-结构相互作用(SSI)。对于厂房中的贮液水箱结构在地震作用下的液体晃动效应影响，依据美国的ASCE 4-98推荐的水体弹簧公式予以考虑。

厂房结构抗震分析计算理论和计算手段的进步有助于提高核岛厂房抗震分析和楼层反应谱计算的精度和合理性。

1.1　核岛厂房三维实体有限元计算模型

以M310堆型为代表的二代核电站通常建立简化的集中质量厂房模型，如图1所示，为反应堆厂房(RX)计算模型；“华龙一号”示范工程设计中，对于核岛厂房均建立了精细的厂房三维实体有限元模型，如图2和图3所示，每个楼层可以依据关键设备的支撑所在位置进行相应节点的楼层反应谱计算。

图1　M310反应堆厂房(RX)集中质量模Fig.1　 NI building lumped mass model of M310 unit

图2　福清核电站5号机组核岛厂房整体三维有限元模型Fig.2　NI building 3D FE model of Fuqing NPP unit 5

图3　防城港核电站3号机组核岛厂房整体三维有限元模型Fig.3　NI building 3D FE model of Fangchenggang NPP unit 3

1.2　地震输入

以M310堆型为代表的二代核电站的地震输入采用美国RG1.60标准反应谱，激振的作用点为自由场表面。SSE地震的垂直分量零周期加速度为0.133g；OBE地震采用1/2SSE。

中广核“华龙一号”示范工程核岛厂房的抗震设计按照标准设计考虑，其地震输入沿用了M310的RG1.60标准反应谱，垂直分量采用0.2g标定的RG1.60水平设计反应谱，如图4所示。核岛厂房标准设计考虑了从软到硬的3组地基参数，其剪切波速分别为1 100 m/s、2 000 m/s、3 000 m/s。同时，取消了OBE地震的设计。

中核集团“华龙一号”示范工程核岛厂房的抗震设计按照标准设计考虑，设计反应谱采用美国改进型RG1.60标准反应谱，激振的作用点位于厂房的基础底面。考虑两个水平的地震作用，即运行安全地震作用(SL-1)及极限安全地震作用(SL-2)。采用的SL-2级地面运动水平向和竖直向峰值加速度均为0.3g，如图5所示；SL-1级地面运动水平向和竖直向峰值加速度均为0.1g。标准设计适用于多种场地情况，考虑的剪切波速分别为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种地基参数考虑土-结构相互作用。

图4　中广核集团“华龙一号” 示范工程核岛厂房设计地震反应谱Fig.4　Design earthquake spectrum of GNPE HPR 1000 NI buildings

可见，两个“华龙一号” 示范工程核岛厂房的抗震设计水平分量与竖向分量均较M310机组有所提高，且采用软、中、硬质场地的多组地基参数进行包络设计，提高了核岛厂房抗震设计的安全性和适用性。

图5　中核集团“华龙一号” 示范工程核岛厂房设计地震反应谱Fig.5　 Design earthquake spectrum of CNPE HPR 1000 NI buildings

1.3　设计楼层反应谱的确定

以M310机组为代表的二代核电站的核岛厂房，由于采用集中质量杆模型，一个节点输出的楼层反应谱代表整个楼层的地震响应，即整个楼层设备的地震输入是相同的。“华龙一号”示范工程核岛厂房建立了精细的厂房三维实体有限元模型，其地震响应的输出是灵活多样的，可以单独输出关键设计支撑点处的楼层反应谱，也可以输出某一区域多节点的楼层反应谱，进而取多条计算反应谱的包络值，作为此区域的设计楼层反应谱。比如，反应堆厂房某楼层计算节点的选取，如图6所示。楼层反应谱取该楼层全部计算节点的楼层反应谱频率点对应的最大值，最后按照的GB 50267-97《核电厂抗震设计规范》附录E的方法对包络的计算反应谱进行平滑化处理，最后得到不同阻尼比的设计楼层反应谱，如图7所示。再者，厂房的三维实体有限元模型考虑了大跨度楼板的柔性，较集中质量模型完全刚性楼板的假设更合理准确。

图6　反应堆厂房内部结构某楼层的计算节点Fig.6　 Calculation notes on a floor of reactor building internal structure

图7　设计反应谱与计算反应谱的比较Fig.7　Comparison of design FRS and calculated FRSs

1.4　环形水箱地震作用下的流固耦合分析

强地震可在水池或水箱中引发晃动效应。这种现象会在水池中产生波浪，波浪又与悬挂反应堆和控制系统的桥架以及靠近水面的水下结构发生强烈的相互作用。由于液体晃动效应典型的自振频率比结构物的频率低很多，因此晃动可能在地震的第一高频波到达厂址之后数十秒后开始。评价液体晃动现象的两个主要目的是：评价结构与水池或水箱之间的相互作用和评价水波的高度及其对容器池壁上的动水压力。

在以M310机组为代表的二代核电机组的核岛厂房设计中使用附加质量法将液体分为脉冲质量和晃动质量及刚度的等效系统进行模拟。依据Housner弹簧质量模型，脉冲压力的作用可用固定于水箱的等效质量来代替，晃动产生的对流压力可看作是流体的奇数阶振动对水箱体的作用力，等效对流质量与水箱侧壁的连接可视为弹簧连接，如图8所示。这是考虑流固耦合动力计算问题的一种简化方法。图8为考虑水箱中流体前3个奇数阶振动的Housner 模型。该方法计算效率高，计算结果相对保守，缺点是：不能真实地模拟液体晃动对结构产生的影响。

图8　Housner弹簧质量模型Fig.8　Housner mass spring model

为了核电机组的整体安全性，两个“华龙一号” 示范工程均设置了外安全壳高位外挂水箱，水箱中有3000 t的水，如图9所示。此外，“华龙一号”核安全相关结构水池还包括：燃料厂房中的乏燃料水池、反应堆厂房内部结构中的3个扇形内置换料水箱和电气厂房辅助给水箱，如图10所示。

图9　中核集团“华龙一号”示范工程外安全壳高位外挂水箱Fig.9　Containment high position water tanks of CNPE HPR 1000

在“华龙一号”示范工程中运用有限元计算软件ABAQUS结合欧拉-拉格朗日 (CEL) 流固耦合分析的显式动力学分析方法，从不同材料网格特性、相互接触关系、流体状态方程与结构动力学方程等方面出发真实模拟地震作用下水池和水箱中的液体晃动对结构产生的影响，得到精确的地震作用下水箱中水与结构的相互作用。

图10　中核集团“华龙一号”示范工程核安全相关结构水箱Fig.10　Safety related water tanks of CNPE HPR1000

2　核岛厂房抗大型商用飞机撞击的设计

“9·11”事件以后，以美国为代表的西方国家，开始在核设施设计中考虑大型商用飞机恶意撞击问题。我国也在2016年颁布的新版HAF102“核动力厂设计安全规定”中要求将大型商用飞机撞击作为一种超设计基准外部事件，针对新建核电厂的安全影响进行评估，在采用现实模型进行分析的前提下，设计中采取必要的防护措施，以表明在尽量有限的操纵员动作下保证遭受撞击后，核电厂能够维持反应堆堆芯冷却，或保持安全壳完好，以及保持乏燃料冷却或乏燃料池完整性。

在以M310机组为代表的二代核电机组的核岛厂房设计中均未考虑大型商用飞机的撞击影响。

2.1　外层安全壳和防护厂房

为了满足新版HAF102 提出的安全要求，“华龙一号”示范工程通过采用外层安全壳和防护厂房(简称APC壳)或充分隔离的冗余系统来防御大型商用飞机撞击导致的不可接受的后果，即采用APC壳确保反应堆和乏燃料池冷却所必需的非冗余系统或设施进行保护，APC壳防护的部位包括包容核燃料的反应堆厂房与燃料厂房；采用物理隔离措施对确保反应堆和乏燃料池冷却所必需的冗余系统或设施进行保护。并对“华龙一号”示范工程核岛厂房在大型商用飞机撞击下的影响进行了分析评估。

外层安全壳和防护厂房是为了抗商用大飞机撞击，而设置的钢筋混凝土构筑物，简称APC壳。福清核电站5号机组外层安全壳的外形类似于内层安全壳，非外露筒壁厚度为1.5 m，外露区域为1.8 m，穹顶厚度为1.8 m。为燃料厂房和电气厂房提供防护的墙体以及顶板的厚度，除了个别区域外，均为1.8 m。防城港核电站3号机组外层安全壳的穹顶和筒壁厚度均为1.5 m；安全厂房遭受直接撞击的墙体厚度为1.2 m，屋面板厚度为1.0 m；燃料厂房的防护外墙的采用变截面厚度，为1.2 m、1.5 m、1.6 m不等，燃料厂房屋面板厚度为 1.0 m。

2.2　大型商用飞机撞击影响评估

“华龙一号”示范工程的抗大型商用飞机撞击的设计采用的大型商用飞机撞击参数包括，撞击角度：与地面夹角为0～10°；撞击面积：对于机身部分，撞击面积是圆形，对于机翼部分，撞击面积为矩形；撞击速度：110 m/s；燃油质量：75 000 kg；飞机总质量：400 t；撞击荷载时程曲线见图11。

图11　撞击荷载时程曲线Fig.11　Impact load time history curve

对于构筑物整体破坏的评估，美国电力研究院发布的NEI07-13推荐了两种分析方法：荷载时程分析法和飞射物-靶体相互作用分析法。其中，荷载时程分析法直接用冲击荷载时程函数进行构筑物的响应分析，不需要建立飞机的三维有限元模型。中广核集团“华龙一号”示范工程抗大型商用飞机撞击的设计采用此荷载时程分析法；中核集团“华龙一号”示范工程的设计采用飞射物-靶体相互作用分析法。整体分析的验收准主要包括：1)结构最大位移，结构位移不应超过内外壳间距或墙体与重要设备、系统之间的距离；2)钢筋极限应变，确保结构在大变形情况下不丧失承载能力，钢筋应变不应超过5%。

初步计算分析结果表明，抗大型商用飞机撞击的结构非线性分析结果能够满足验收准则要求。

图12　中核“华龙一号”示范工程大型商用飞机撞击分析Fig.12　Large commercial aircraft crash analysis of CNPE HPR1000

3　结论

由中核集团和广核集团分别研发设计的“华龙一号”示范工程在核岛厂房外部事件防护设计中，与二代核电机组相比均按照现行核安全法规要求进行了技术改进：

1)在抗震设计方面，建立了核岛厂房三维实体有限元模型；采用了抗震设计加速度水平有所提高，采用多组地基参数进行包络分析，提高了核岛厂房抗震设计的安全性和适用性；

2)采用流固耦合动力非线性分析方法计算安全相关重要水池和水箱中水体在地震作用下的晃动效应，得到更为精确的分析结果，用于核岛厂房的防护设计；

3)遵照新版HAF102“核动力厂设计安全规定”的要求，将大型商用飞机撞击作为一种超设计基准外部事件予以考虑，设置了防御大型商用飞机撞击的防护措施，并对核岛厂房的撞击效应进行了安全评估。