林霞娟 魏陆顺 陈睦锋 陶然 廖盛薪

摘 要：核电安全性尤其是核电结构的抗震安全性仍有很多关键问题亟待解决。介绍了核电厂隔震技术在国际上的发展趋势，并对已应用的核电隔震进行了介绍和讨论，并对未来核电隔震技术发展进行了讨论。

关键词：核电厂；隔震技术；启动控制隔震装置

DOI：10.16640/j.cnki.37-1222/t.2018.17.143

1 引言

自20世纪50年代中期第一座商业核电站投产以来[1]，核电作为一种清洁、高效、优质的绿色能源用以替代煤、石油等高污染性传统能源，为世界上各个国家所大力发展，但由于其核燃料高放射性，核电厂房一旦经受地震灾害造成核泄露，则随之带来的生命伤亡、环境污染和经济损失将是难以估量的。2007年日本发生的新潟地震，其1号机组地下5层的地震仪记录到的东西方向的加速度达到680gal，远远超过了反应堆重要设备273gal的设计值上限[2] ，2011年3月11日，发生了9.0级东日本大地震，造成福岛县等地毁灭性破坏，并引发福岛第一核电站核泄漏。因此在核电厂的设计当中，应当考虑设备和管道的抗震性能需求，提高核电厂的整体抗震性能，减少不必要的停堆操作，避免因停堆等操作引发的巨大经济损失。

随着核电结构抗震要求的提高以及地震的不确定性给核电厂的抗震安全带来巨大的挑战，加上核岛内部管线等设备的限制，仅靠核岛结构本身已很难抵挡更高等级的地震，隔震技术为核电厂抗震减灾提供了新技术手段和研究方向，但现阶段隔震技术在核电厂结构设计中应用较少，尤其在我国核电领域，基础隔震技术在核电相关厂房中的应用还处于空白阶段。寻找一种合理的隔震方式，既是对核电厂建设安全性的考虑，也是对核电厂建设经济性的考虑。

2 核电隔震技术的研究及应用

2.1 核电隔震技术的研究

隔震技术是通过在基础与上部结构之间增设隔震层，延长上部结构的自振周期来降低结构的地震响应。隔震技术为提高核电结构抗震性能提供了新技术手段和研究方向，国外也较早开展了核电隔震技术研究。日本自上个世纪80年代起进行了核电隔震技术的理论和试验研究，水平向隔震能大幅减小核电水平向地震响应，但竖直方向却无减震效果。2007年日本电气工业会发布着手开发次世代轻水反应堆的声明，次世代轻水反应堆将同时拥有安全性与经济性的国际标准成套设备目标为在2030年投入实际应用，图1和图2为目前次世代轻水反应堆的概念配置图。

美国西屋电气公司在上个世纪90年代，对其AP600核电反应堆开展了水平隔震研究，这项研究主要是针对超出常规的SSE设计地震动标准0.2g开展的，目的是想进一步使该反应堆应用于设计地震动标准SSE达到并超过0.3g的日本核电厂。

20世纪80年代初期，我国开始进行基底隔震的研究，从早期的摩擦滑移隔震技术到叠层铅芯橡胶支座隔震技术。近几年，我国的专家学者开始进行三维隔震橡胶支座的性能试验及三维隔震控制系统的试验验证研究，李忠诚[3]等进行了将基底隔震技术应用于核电厂相关的研究，从工程可行性和实施效果角度证明了在成熟、标准化堆型上应用隔震技术是提高抗震能力的有效手段，也分析了在核电工程中大规模应用隔震技术尚需要克服的若干现实问题，比如规范和标准、隔震装置的耐久性、经济性问题等；2014年王涛[4]等设计了一种三维隔震系统，包括厚层橡胶隔震支座和油阻尼器，并进行相关的试验，试验表明三维隔震系统在水平方向具备与传统隔震系统相同的隔震性能，并且可以有效实现核电厂内部设备及管道的竖向隔震；2015年魏陆顺[5]设计了一种新型的带摇摆装置的三维隔震系统，该系统包括了水平隔震层和竖向隔震层，抗摇摆装置安装在竖向隔震层中用于控制结构摇摆反应并对其进行了振动台试验验证，试验结果表明，该系统能有效降低上部结构地震响应。

2.2 核电隔震技术的应用

迄今为止，在全世界所有已经商业运行的核电厂中，只有两座使用了基底隔震技术，这就是法国的Cruas核电厂（SSE为0.3g）和南非的Koeberg核电厂（SSE为0.3g）[6-7] ，其目的是通过对核岛结构基础整体设置隔震橡胶支座，把原机组标准抗震能力从0.2g提升至0.3g水准。法国Cruas每个反应堆隔震层包括1800个500×500×65mm氯丁橡胶隔震支座，其中第4号反应堆已于2009年12月1日停止运行。Koeberg核电厂两个反应堆体的隔震层包括了2000个尺寸为700×700×100mm氯丁橡胶滑移支座。此外，在法国的卡达拉其地区还有两个正在建设的核电厂也使用了隔震技术，隔震层采用195个尺寸为900×900×181mm氯丁橡胶隔震支座。与此同时，日本、美国、意大利等国家还开发了高阻尼天然橡胶或人工橡胶的隔震垫以应用于核电厂隔震。

2.3 核电隔震技术展望

根据核电设计基准分为两级，传统核电厂隔震设计时不能满足不同地震大小输入时对核电结构不同部位的保护要求，需根据核电厂不同结构，设置保护性能要求；地震后有残余变形，在小地震情况下隔震层会有一定的变形，会导致隔震层的管道发生过大的变形甚至破裂；在大震或特大地震作用下，传统隔震的核电结构位移过大，从而超出结构位移限制要求；传统的隔震系统发生破坏后存在更换难的问题。

为使隔震技术适用于各类核电厂反应堆机组，我国上海核工院提出了闭锁隔震体系，并承擔了国家重大科技专项项目[8]“AP1000系列国产化核电厂在超设计基准地震下的设计研究”的研究。闭锁核电隔震技术通过对核电结构设置隔震支座和锁紧闭锁装置，较好地结合了核电结构自身抗震能力与隔震保护功能的特点。根据核电隔震设计要求，AP1000系列机组标准抗震设计0.30g的能力予以翻倍成0.60g，同时要求隔震闭锁装置在0.25g峰值地震输入下解锁，小于0.25g地震作用下与其相连的隔震支座不进入工作，这就要求闭锁装置有一定的强度来承受作用在结构上的水平力。当发生超设防水准的强震时，闭锁装置承受的水平力超过设定的闭锁阈值，闭锁装置解锁，退出工作，隔震支座进入工作，减小上部结构的地震反应。

为同样实闭锁隔震体系相同功能，项目组提出了一种启动控制隔震技术，该技术是在隔震系统中，增设启动控制装置。启动控制装置中预设启动荷载，当地震力超过所预设启动荷载后，隔震层开始工作。研究团队设计的隔震启动控制装置如图3所示，装置承载部分采用滑动导轨，恢复力采用钢弹簧，并对钢弹簧进行预压，该预压荷载即为启动控制荷载，其理论本构如图4所示。装置工作分两段进行，当装置受力小于预设启动荷载时，装置提供较大水平刚度，并且该刚度可依据系统需求进行设计，装置仅发生较小变形；当装置受力大于预设启动荷载时，装置提供较小水平刚度，结构进入隔震状态。相对于普通隔震系统，启动控制隔震系统在地震力达到一定条件下才开启工作，保障了反应堆管线不会在设计开启地震之前发生过大变形而破坏。

启动控制隔震系统具有同闭锁装置隔震系统相同的协调上部抗震性能和隔震保护功能作用，由于启动控制具有追随隔震层变形能力，在隔震系统工作时其全程参与工作，不会发生破坏，系统中各启动控制装置具有良好的协同工作能力；同时，由于启动控制在工作时不会破坏，也不存在更换问题。核电结构启动控制隔震系统可确保在小于设计开启条件地震作用下，核电隔震结构与常规核电结构基本相同，满足设计使用要求；当发生超设计开启条件地震作用时，系统发挥隔震作用。在风荷载作用下，通过对预设启动荷载的设计，可保障隔震层不会有较大的位移产生。

3 结论

地震的不确定性给核电厂的抗震安全带来巨大的挑战，加上核岛内部管线等设备的限制，隔震技术在核电厂抗震减灾领域具有广阔的发展前景，但还有很多关键问题亟待解决。闭锁隔震体系和启动控制隔震体系能较好协调核电结构自身的抗震性能与超大震作用下核电结构安全的关系，为未来核电隔震技术应用与发展提供了技术手段。

参考文献：

[1]欧阳予.世界核电发展形势与核安全要求的提供[J].科学文化评论，2011，8（05）：17-22.

[2]李洪訓.对日本柏崎刈羽核电厂地震事故的思考[J].核安全， 2008，42（19）：11-19.

[3]李忠诚，张涛，李松奇.核电站应急指挥中心基底隔震技术方案[J].核科学与工程，2016，36（02）：218-222.

[4]王涛，王飞，侯钢领，丁路通.核电厂隔震结构的振动台试验研究[J].工程力学，2014，31（10）：62-68+84.

[5]魏陆顺，张永山，孔德睿，刘文光，何文福.核电结构三维隔震研究[J].华南地震，2015，35（01）：37-42.

[6]Malushte S R，Whittaker A S.Survey of past isolation applications in nuclear power plants and challenges to industry /regulatory acceptance[C].Transactions of the 18th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology （ SMiRT 18），K10-7，2005.

[7]Forni M.Seismic isolation of nuclear power plants[C].Proceedings of the“Italy in Japan 2011”Initiative Science，Technology and Innovation，2011.

[8]夏祖讽.核电厂的抗震设计输入及AP1000核岛隔震课题简介[J].中国工程科学，2013，15（04）：52-56.