收稿日期：2018-03-22
作者简介：高东博（1984-），男，河北省武安市人，工学硕士，中交第四航务工程勘察设计院有限公司工程师，港口、 海岸及近海工程专业，主要研究领域为港口码头以及核电海工工程的设计。
内蒙古医学院学报高东博，刘光霞
摘 要：环境问题日益突出，核电厂作为清洁能源在战略上有着极大的竞争力。但是自2011年日本福岛核电事故之后，核电厂的抗震安全面临更为严峻的问题。我国是一个多地震国家，具有范围广、频率高等特点，对于核电厂工程结构的抗震设计也面临许多问题。由于核电厂安全性的要求，本文对比了现行的三本有关核电厂抗震设计规范的具体要求，并针对不同核电厂机组的海工构筑物，进行抗震设计的梳理。 关键词：核电厂；海工工程；抗震设计 中图分类号：P315 文献标识码：A 文章编号：1006-7973（2018）05-0249-02
一、背景
自核电厂问世之时，其安全问题就备受关注。一旦发生严重事故，对政治、经济及社会的影响是巨大的。我国核电的发展起步较晚，现行的规范基本都是参考国外规范制定，目前，我国大多数的核电厂都建在滨海区域，核电厂取排水等海工构筑物，对维护核电厂安全运行起着至关重要的作用，不仅要保证取排水通畅，保障冷却水源，并且能够抵御外海风浪，一旦发生紧急状况，能够安全停堆。而地震又是造成核电厂安全事故的主要威胁之一，因此，对核电厂海工工程抗震设计的梳理就显得尤为重要。
大日本油墨二、主要设计思路 1．现行依据
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针对核电厂海工构筑物的抗震设计，目前可依据的规范主要有如下三册：（1）1997年，颁布的《核电厂抗震设计规范》；（2）2011年，国家能源局发布的《核电厂海工构筑物设计规范》；（3）2015年，国家能源局发布的《核电厂水工设计规范》，这三本规范都对核电厂海工构筑物的抗震设计提出一定的要求，但又不尽相同。因此在进行核电厂海工抗震设计时，需根据具体情况进行分析。
2．明确海工构筑物物项等级类别
海工构筑物的安全等级主要分为：安全级（SC ），非安全级（NC ），非安全级构筑物中，根据重要程度又划分安全重要物项NC （S ）[1]。
核电厂的物项根据其对核安全的重要性划分为三类：Ⅰ类物项：核电厂中与核安全有关的重要物项，包括损坏后会直接或间接造成事故的物项，保证反应堆安全停堆并维持停堆状态及排除余热所需的物项，地震和地震后为减轻核事故破坏后果所需的物项以及损坏或丧失功能后会危及上述物项的其他物项。Ⅱ类物项：核电厂中除去Ⅰ类物项为与核安全有关的物项。Ⅲ类物项核：电厂中与核无关的物项[2]。
3．海工构筑物抗震设防标准 核电厂物项划分为三个抗震级别：抗震Ⅰ类，抗震Ⅱ类以及非核抗震类。
安全级（SC ）类物项为抗震Ⅰ类。应同时采用运行安全地震震动SL-1和极限安全地震震动SL-2进行抗震设计，并保证地震发生时和地震后能执行安全功能。非安全级NC （
S ）类物项，应根据其功能重要性以及破坏后危害的严重性分为抗震Ⅰ类或抗震Ⅱ类。抗震Ⅱ类物项按照SL-1进行设计。（《核电厂水工设计规范》中额外增加SL-2校核）。非安全级（NC ）类为非核抗震类，按照国家现行的有关抗震规范进行设计。而在《核电厂海工构筑物设计规范》中增加：对其中重要的海工构筑物，可按当地抗震设防烈度提高1度设防。
设防标准在《核电厂抗震设计规范》基础上，《核电厂海工构筑物设计规范》和（《核电厂水工设计规范》细节处又略有不同，设计时应根据具体情况进行选取。
4．抗震安全评价
《核电厂抗震设计规范》中没有明确这些构筑物的安全评价方法，目前比较认可的是运用土工试验、物模试验、数模分析等手段进行抗震安全评价。如图1所示[3]。
图1 核电厂海工构筑物抗震评价
《核电厂抗震设计规范》要求，依次按滑动面法、静力有限元和动力有限元进行，直到其中一种方法验证斜坡为稳
250 中国水运第18卷
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表1 抗滑安全系数
滑动面法静力有限元法动力有限元法
1.5 1.5 1.2
在《核电厂海工构筑物设计规范》中，也给出了具体要求，
即可采用拟静力法和有限元动力法，其中一种方法验证满足要
求即可。当抗震Ⅰ类物项在SL-2地震作用下不满足要求时，
应验算构筑物的滑移量以及整体变形量是否影响结构功能。并
且对存在液化地基的抗震Ⅰ类，Ⅱ类物项，应进行专题研究。
表2 稳定安全系数
抗震类别地震动
安全系数
拟静力法有限元动力法
抗震Ⅰ类物项SL-1 ≥1.6 ≥1.3 SL-2 ≥1.5 ≥1.2
抗震Ⅱ类物项SL-1 ≥1.5 ≥1.2
三、工程案例
以目前国内建设项目较多的AP1000和华龙一号进行比较，两者之间最大的不同就是重要厂用水系统和厂用水系统，下面就两种机型进行简要对比：
1．华龙一号
华龙一号最终热阱的设计基准是在那些极端自然事件（龙卷风、地震、洪水等）以及内部外部产生的危害事件（飞射物、泄露、火灾、电源事故等）发生期间或之后，能实现安全功能要求的高度可靠的冷却水源。
而重要厂用水系统（WES）把设备冷却水系统（WCC）的热负荷传导至最终热阱––海水。WES系统设计成在上述事件同时发生的情况下仍能确保其正常运行。根据《核电厂水工设计规范》，重要厂用水系统是安全相关的。具体到取水导流堤则为安全相关。根据《核电厂海工构筑物设计规范》，含重要厂用水泵房外前池斜坡式防波堤按抗震Ⅱ类物项进行设计，对结构抗震稳定性验算采用SL-1地震动进行抗震设计。而《核电厂水工设计规范》中，取水明渠防波堤的抗震类别描述为，要验证在地震情况下不会影响重要厂用水的系统取水安全［4］。言外之意即在地震作用下，允许其破坏，但是破坏情况不能影响重要厂用水。
2．AP1000
AP1000核电机组采用非能动的安全系统。堆芯补水箱、安注箱和换料水箱与反应堆冷却剂环路连接并充满硼水，靠重力注射；钢安全壳作为传热界面，安全壳屏蔽厂房顶部的水箱，喷淋钢安全壳外表面；空气从安全壳屏蔽构筑物顶部引入，经安全壳底部沿钢安全壳外表面向上流动，导出钢安全壳内部的热量，作为核电厂最终热阱。
厂用水系统（SWS）或者系统组件的故障不会影响安全有关系统执行其安全功能的能力。厂用水系统（SWS）不提供安全相关的功能，因此，无核安全设计基准。根据《核电厂水工设计规范》，厂用水系统是非安全相关物项。
根据《核电厂水工设计规范》，其抗震类别以及设防标准可参看现行国家标准。根据《核电厂海工构筑物设计规范》，对无重要厂用水泵房外前池防波堤采用当地抗震设防烈度提高一度进行设防。取水导流堤按非核抗震类设计，采用《建筑抗震设计规范》[5]规定的基本烈度及设计基本地震加速度进行抗震设计。
某南方滨海核电厂，海工工程建设项目为厂区护岸、取排水导流堤、海域回填以及重件码头及其配套工程等。根据《中国地震动参数区划图》，Ⅱ类地震动加速度峰值为0.15g，对应的地震烈度为7度，设计地震分组为第二组。工程场地SL-2级设计基准地面运动峰值加速度为0.30g（水平向）和0.20g （
丙烯酸甲氧基乙酯竖直向），SL-1级设计基准地面运动峰值加速度为0.15g。
项目前期设计堆型为AP1000，其取、排水导流堤、厂区护岸、泵房前直立翼墙均距离核岛较远，为辅助构筑物，为非安全级物项，为非核抗震类。均按照国家现行的抗震规范设计，即按照7度设计。随后，核电机组由AP1000变更为华龙一号，导致了海工构筑物的抗震标准发生变化。基于华龙一号重要厂用水系统，故取水明渠及其构筑物变为安全相关级。取水导流堤和泵房前直立翼墙、以及泵房处护岸作为重要厂用水的重要构筑物，抗震设防标准有了相应的提高，泵房前直立翼墙作为安全相关为抗震Ⅰ类，同时采用SL-1级地震动0.15g和SL-2级地震动0.3g进行设计。泵房处护岸以及取水明渠防波堤为抗震Ⅱ类物项，应按照SL-1级地震动0.15g设计，SL-2级地震动0.3g校核，并验证在地震情况下不会影响重要厂用水的系统取水安全。
n-甲基吡咯烷酮本工程进行了抗震数模的专题研究。分析方法采用了滑动面法，将地震荷载简化为水平方向或竖直方向的不变加速度作用，此加速度产生作用于不稳定体质心的惯性力，根据极限平衡条件，建立平衡方程，求得安全系数。还运用了有限元静力法，分析时采用邓肯张E-B模型或者Mohr-Coulomb弹塑性模型。动力有限元计算是用动力有限元方法计算出土工结构体内的应力分布、变形分布，根据这些结果评价稳定性。海工构筑物的地震永久变形计算采用NEWMARK法和有效应力分析方法。采用NEWMARK法时，对发生瞬时失稳的断面进行滑移量分析，给出导流堤在失稳条件下沿滑动面的最大滑移量；采用有效应力分析方法时，求解动力Biot固结方程，给出海工构筑物的残余变形。最终得出
结论：地震产生的永久变形不至于使导流堤整体向渠心滑移，不会影响到核电厂安全用水。
四、结语
随着核电事业的发展，工程经验不断积累，核电厂海工工程抗震设计以及安全评价逐渐清晰。针对海工构筑物的不同功能、不同取排水工艺，以及不同的机型，都对抗震的设防标准有影响，设计时具体问题具体分析，选用最合理的设防标准，达到既安全，又经济的目的。本文对核电厂海工构筑物抗震设计的梳理，对今后的工程具有借鉴意义。
参考文献
[1] NB/T 25002-2011，核电厂海工构筑物设计规范[S].
[2] GB 50267-97，核电厂抗震设计规范[S].
[3] 孔宪京，林皋.核电厂工程结构抗震研究进展[J].中国工程
科学，2013，15（4）：62-74.
[4] NB/T 25046-2015，核电厂水工设计规范[S].
[5] GB 50011-2011，建筑抗震设计规范[S].
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