新型核电站常规岛结构设计发展分析

尹春明，钱 萍

(广东省电力设计研究院，广东 广州 510663)

1 概述

近期，电力“十二五”规划编制的工作已启动，而核电中长期调整方案制订也已进入尾声。对2007年国务院批准的《核电中长期发展规划(2005—2020年)》，初步调整方案是到2020年，我国的核电装机规模将增长到7500万千瓦，约占全国发电总装机容量的5%，发电量达到8%。这标志着我国核电发展进入了新的阶段。根据核电发展目标，2005年以来，在国家的大力支持下，广东、浙江、辽宁、福建、山东等沿海地区正在建设一批新的核电站，中国成为新世纪第一个把宏伟核电规划变为实际行动的国家。目前岭澳二期、红沿河、宁德、阳江、方家山及福清共计20台机组正在建设之中， 2009年将有山东海阳、高桥岛、三门和台山核电站如期开工。核电发展的春天真正来临了！

本文选取四个核电站，就“二代半”与“二代”、“三代”和“二代半”核电站常规岛土建技术进行比较，分析常规岛结构设计因核电技术的发展而相应的变化发展，见表1。

表1 不同堆型比较

2 在建核电站常规岛厂房结构介绍

2.1 二代半型核电站

岭澳二期CPR1000是二代半核电站的代表堆型，其常规岛结构方案特点：

2.1.1 大平台布置

CPR1000常规岛汽机房的跨距为44m，纵向长度为100m，有效利用高度约为38m。长度方向共设12排柱，柱距采用8m和12m两种。汽机房主要分为三层：底层(0.20m)、中间层(6.20m)和运转层(16.20m)，局部有11.40m层，中间层及运转层都采用大平台。

常规岛辅助间跨度l5m，纵向长度与汽机房长度相同为100m，有效利用高度约为41m。辅助间主要分四层，即底层(0.20m)、电缆夹层(16.20m)，开关柜层(20.20m)，除氧层(28.20m)，局部有8.20m层。

主厂房采用钢筋混凝土框排架结构型式，汽机房平台框架采用钢结构，钢框架梁支承在汽机基础立柱的牛腿上，采用滑动支座，钢框架梁与厂房主体混凝土结构采用铰接连接。

2.1.2 防甩击结构

与核岛电气楼相邻的山墙，属于重要的构筑物，山墙上不仅承担各种连接核岛与常规岛管道的荷重，还设置了主蒸气管防甩击的结构。在山墙柱平面外采取结构措施，形成足够的抗侧力体系，以抵御风荷载，地震作用和管道甩击力。

2.1.3 汽轮发电机弹性基础

CPR1000核电厂半速汽轮发电机的基础采用弹簧隔振的弹性基础，弹性基础具有抗振动、抗地震、快速对中调平的优点。汽机基础立柱与顶台板之间的连接不采用刚性连接，取而代之的是弹簧隔振器。

图1 CPR1000常规岛汽机弹性基础与防甩结构

2.2 三代核电站

2.2.1 AP1000结构方案特点

海阳AP1000常规岛主厂房从结构角度来说，大体上与CPR1000相似，采用钢筋混凝土框排架结构型式，设置辅助跨。汽机房的跨距为42m，纵向长度为120.5m，有效利用高度约为38m。长度方向共设12排柱，柱距从9m到13m不等。辅助间跨度l3m，纵向长度与汽机房长度相同为120.5m，有效利用高度约为35m。此外还有以下技术特点：

⑴ 布置连接厂房

按西屋的要求，与核岛紧邻处布置一跨结构，分别与和核岛附属厂房和脱开，在紧邻常规岛主厂房侧设置钢筋混凝土墙。

⑵ 布置连接厂房

按西屋的要求，与核岛紧邻处布置一跨结构，分别与和核岛附属厂房和脱开，在紧邻常规岛主厂房侧设置钢筋混凝土墙。

⑶ 核岛对常规岛厂房结构有特殊要求

常规岛主厂房结构计算时充分考虑核岛对常规岛厂房结构的要求，例如抗震抗倒塌、龙卷风以及防甩击的要求。

⑷ 汽轮发电机刚性基础

目前AP1000核电汽轮发电机采用日本三菱的半速机组，基础采用框架式刚性基础，基础整体从底板到上部结构均与厂房主体结构设缝脱开。

2.2.2 EPR结构方案特点

EPR常规岛厂房采用全钢结构，按半地下室布置，不设置辅助跨，运转层以上为单跨钢结构， 汽机房纵向长度109.85m，共10排柱，最大柱距14.5m，其它柱距基本在12m左右；横向仅一跨，跨度57.2m。厂房带两层地下室，标高分别为-13.7m和-7.5m，两层地下室局部还有一些夹层作为设备平台。地下挡土墙为钢筋混凝土墙体，墙身与厂房钢结构不相连，悬臂结构高度达14m，挡土墙底部与筏基相连。

MSR设备为立式布置，设备立柱直接落在筏板面。1750MW半速汽轮发电机的基础采用弹簧隔振的弹性基础。

图2 EPR常规岛厂房三维图

3 结构设计关键技术发展

3.1 汽轮发电机弹性基础

由于核电机组只能使用饱和蒸汽，汽轮机的进汽温度和进汽压力都比较低，每公斤蒸汽的做功能力比较小，因此与使用超临界以及超、超临界蒸汽的机组相比较，在发同样功率的条件下，蒸汽流量大很多。为了扩大汽轮机的通流能力，必须扩大汽轮机末级叶片的通流面积，因此必须增加末级叶片的高度。叶片高度增加后，又因叶片材料强度而受到叶顶线速度的限制，于是必须降低转速。而降速又受到发电机电枢极数的限制，全速(50或60Hz)以下最接近的转速是半速(25或30Hz)，于是选择半速，这是为什么很多核电机组使用半速的原因。目前我国新型的二代半和三代核电站全部采用半速汽轮发电机。

世界上对动力机器基础的设计有两种理念：

一种是美国、日本的理念，用大质量来抑制振动。一般情况下，如果机器加基础的总质量与机器转子质量的比值大于100，则可以不考虑振动问题。基于这样的理念，美国、日本机组的基础都设计得非常大，立柱的尺寸经常做到3m、甚至4m，这么大的尺寸使设备布置的较为困难。

另一种是欧洲的理念，用调频的方法来隔振与减振。例如使用弹簧隔振的弹性基础，可以使系统(机器与基础台板)的固有频率由20～25Hz减小到3～3.5Hz，从而使系统的固有频率远离了机器的工作频率，避免了共振的发生。弹性基础的结构见图1。它与常规固定基础的最主要的差别在于将立柱与顶台板之间的刚性连接拆开了，取代刚性连接的是弹簧隔振器。弹性基础的系统固有频率(3～3.5Hz)远小于半速机组的工作频率(25或30Hz)，不仅满足了足够的避开裕量的要求，而且实践证明了很好的隔振效果。

表2 核电全速和半速汽轮发电机对比

图3 岭澳一期全速汽轮发电机

图4 岭澳二期半速汽轮发电机安装现场

以上是岭澳一期和二期，全速机和半速机组在设备部件外型与荷重上的对比。岭澳二期汽机间跨度和一期一样，而表2可以看出半速机组外型与荷重比全速机大得多。同样的厂房，布置下更庞大的机组，这都是汽轮发电机弹性基础节约空间所起的重要作用。

目前国内正在设计的两个AP1000项目都是采用日本三菱与哈尔滨动力集团联合生产的1250MW机组。汽轮发电机基础采用刚性基础。

表3 以下是岭澳二期汽机弹性基础与海阳核电刚性基础数据对比

从表3可以看出，两核电站运转层标高相当，但海阳三菱机型筏板面标高低7m，即立柱长7m，这是由于庞大的凝汽器平面空间受到汽机基础刚性基础的限制，只能往高度方面拓展，整个汽机厂房由于凝汽器的设计布置，大大增加了地下结构的工程费用。

对于同一个地区，由于百万级半速核电机组凝汽器的循环冷却水量两倍于百万级全速火电机组，相比之下凝汽器容积要大得多，因而采用弹性基础不仅有良好的低频基础的动力性能，还可以给厂房布置预留更多的空间。

3.2 常规岛抗震性能分析

核电厂结构作为一种特种结构，其安全问题直接影响着周围的环境，三里岛核电站事故、切尔贝利核电站事故及日本JCO核电站事故等说明了核能工业所面临的风险。因此，对抗震设计的要求很高，要确保遇到极限安全地震震动下不会对电站工作人员和附近造成放射性灾害。抗震既要确保电站设备、管道的安全，防止其因破坏导致的放射性物质扩散，又要保证放射性物质扩散防止措施的正常功能及其紧急防止措施的运转功能。以上是核岛等抗震Ⅰ类物项自身所必须具有的抗震性能要求，抗震Ⅰ类物项的抗震标准是在极限安全地震震动(SL-2/SSE)下对结构进行弹性设计。

常规岛结构邻近核岛，因而常规岛的抗震性能要考虑对核岛的影响。原理上对于可能危及抗震Ⅰ类物项功能的非安全级构筑物，可选择下列设计措施：

⑴ 非安全级构筑物在总图布置上考虑了其倒塌影响范围在Ⅰ类物项以外；

⑵ 被危及的抗震Ⅰ类物项被保护，邻近的非安全级构筑物倒塌不影响Ⅰ类物项；

⑶ 证明非安全级构筑物在极限安全地震震动下不倒塌。

以上三条是从设计原理上分析，但由于核电站总图布置和核岛的设计，第⑴、⑵项在核电设计领域都没有采用，目前建设的核电站核岛辅助厂房外墙与常规岛外墙的距离都在10m范围之内，核岛结构设计没有考虑常规岛倒塌冲击而增加保护措施。所以以上措施唯一可以执行的是第⑶项，即对常规岛要进行防倒塌校核验算。

对与常规岛的抗震标准，在《建筑工程抗震设防分类标准》GB50223-2008第5.2.4条规定核电站常规岛划为重点设防类，即乙类建筑。笔者总结了多个国内外核电站常规岛的抗震设计(见表4)，认为弹性阶段的设计可以采用国标《建筑抗震设计规范》GB50011-2001的规定进行，但由于核电站的特殊性，常规岛的倒塌对核岛的安全是有影响的，因而弹塑性阶段地震作用的输入应与极限安全地震震动(SL-2、SSE)相匹配，《核电站抗震设计规范》中规定：极限安全地震震动是在设计基准期中年超越概率为0.1‰的地震震动，其峰值加速度不小于0.15，通常为核电厂区可能遭遇的最大地震震动。

表4 国内外核电站常规岛抗震设计要求

3.3 楼层反应谱在常规岛的应用

核电楼层反应谱是建筑物楼层上相关设备震动输入的重要依据，在核电站动力分析中是一个重要的部分。有关技术以往一直应用于核电站核安全物项(核岛和核级泵房等)的抗震分析，从事核安全物项土建设计方根据整体结构模型分析结果，提取考察点在地震作用及其它动力荷载作用下的楼层响应谱，以接口形式提供给设备制造方，用于重要设备、敏感仪表的连接、安装设计，保证非结构构件与结构主体构件连接的安全性。

核岛和泵房等核安全物项楼层反应谱的计算，通常将其结构简化为质点-弹簧-梁模型，利用SUPER SAP、CLASSI软件对结构进行地震响应分析研究，这种方法目前使用较为普遍，而三维空间复杂实体简化为质点-弹簧-梁模型的计算误差有待进一步研究。

从岭澳二期开始，常规岛土建设计方需要向进口设备供货商提供常规岛内部分区域的楼层反应谱，以便其进行重要管道和设备与厂房结构构件连接设计。

图5 某二代半型核电站常规岛楼层反应谱

目前常规岛结构设计通常采用的是三维空间杆系模型，根据《核电厂抗震设计规范》有关规定进行楼层反应谱的编制，但如何按照结构和地基的材料性质、阻尼比值、地基与结构相互作用等技术参数不确定性以及地震计算方法的近似性而产生的结构频率不确定性，对计算确定的楼层反应谱予以修正是业内需要进一步探讨的问题。

3.4 三代核电站对结构耐久性设计的新要求

根据核电站实际的运行情况和实际需要，目前国际上很多核电机组都延长了服务的年限。随着科学技术的不断进步，制造水平和施工水平不断提高，核电站的设计寿命也不断加长，国内的大亚湾核电站等设计寿命为40年，台山核电站EPR机组及国内引进的AP1000机组的设计寿命为60年，表明了核电站业主对设计、制造和施工建设提出了更高的要求。

由于三代核电设计使用寿命的延长，相应的厂房结构设计也必须采取必要的技术措施，以获得与三代核电设计使用寿命相匹配的设计使用期。我国的《混凝土结构设计规范》规定的混凝土耐久性相关技术要求是针对结构设计使用年限50年提出的，设计使用年限延长以后，如何使厂区混凝土满足耐久性的要求，如何在设计和施工上采取相应的措施，三代核电站对混凝土结构新的要求。《混凝土结构耐久性设计规范》GB/T50476-2008在2009年5月1日开始施行，该规范对三代核电混凝土设计有一定指导意义。

4 结语

在中国核电全面进入“二代半”同时大力引进“三代”核电的时代，随着核电技术的发展，常规岛结构设计对新技术的要求也不断提高，设计人员应加强有关技术的开发和应用。

⑴ 半速汽机发电机是现在和将来核电站的主导机型，对于欧洲百万级半速机组，弹簧隔振的弹性基础是最佳的结构型式。采用STARDYNE和SAP2000国际通用的成熟软件可以完成隔振基础的设计和校核；对于美国、日本机型，这种类似机型完全可以采用弹性基础，但因为主机厂的原因，仍然采用刚性基础的型式居多，针对刚性基础可以采用MFSAP和SAP2000成熟的专业软件进行优化设计，并配合物模试验使技术经济指标更优。

⑵ 抗震性能分析是常规岛结构设计的重点，由于2008年8月前国内没有规范明确常规岛的抗震设计水准，各核电站抗震设计方法不一。有的核岛设计方对常规岛提了明确要求，有的是建设方提出的要求，有的参考《核电厂抗震设计规范》，有的按照《建筑抗震设计规范》。《建筑工程抗震设防分类标准》GB50223-2008施行后，对于常规岛结构弹性阶段的设计有了明确的规定，考虑到核电站的特殊性，在弹塑性阶段地震作用应与极限安全地震震动(SL-2/SSE)相匹配。

⑶ 核电楼层反应谱是核电站重要技术性厂房相关设备震动输入的重要依据，在核电站动力分析中是一个重要的部分。目前三代核电基本采用半地下室布置，主厂房基础采用筏基，结构计算模型宜计入地基与结构的相互作用，特别对于地基土平均剪切波速不大于1100m/s的地基。

⑷ 百万千瓦以上大容量核电站常规岛楼面活荷载的取值、三代核电站混凝土耐久性设计、EPR项目超大跨度钢结构和大型地下悬壁式挡土墙设计等都是新型核电站结构设计面临的技术问题。

综合上述，在新型核电站常规岛设计技术方面，国际上已取得了长足的进步，国内电力行业的土建结构工程师在未来几年将面临艰巨的设计任务和新技术的挑战，我们应大胆引进和消化吸收，进一步提升技术创新的能力。

[1]GB50011-2001，建筑抗震设计规范[S].

[2]GB50223-2008，建筑工程抗震设防分类标准[S].

[3]GB/T50476-2008，混凝土结构耐久性设计规范[S].

[4]GB50267-97，核电厂抗震设计规范[S].