李海龍，初起寶，徐 宇，楊紅義，文 靜

（1.國家環(huán)境保護(hù)部 核與輻射安全中心，北京 100082；2.中國原子能科學(xué)研究院，北京 102413）

0 引言

隔震在民用建筑中應(yīng)用的案例越來越多，設(shè)計和施工技術(shù)日趨成熟。地震多發(fā)國家（比如日本和中國等）民用建筑的災(zāi)害分析表明隔震技術(shù)是減震抗災(zāi)的一種非常有效的手段。隔震技術(shù)已經(jīng)納入美國和中國的民用建筑抗震規(guī)范。日本電氣協(xié)會出版了《核電廠隔震結(jié)構(gòu)設(shè)計技術(shù)指南》[1]JEAG 4614-2000。

隔震技術(shù)在日本民用建筑方面的應(yīng)用非常廣泛，在日本核電站的研究和應(yīng)用非?；钴S。日本還重點研究了隔震技術(shù)在快堆項目的應(yīng)用和發(fā)展。中國已經(jīng)選定的下一個快堆廠址比俄羅斯的廠址基巖加速度大，相應(yīng)的參考核電站（BN800）的抗震能力需要重新評估，甚至需要想辦法解決參考核電站抵御較大地震加速度的問題。隔震能有效的降 低堆本體的地震加速度。本文簡單的介紹隔震在日本核電站的研究和應(yīng)用情況。

1 日本的隔震項目

在日本國際貿(mào)易和工業(yè)部的贊助下啟動了示范核電站隔震的試驗和研究項目[2]（1987～1997年），目的是遴選適合核電站的隔震方案，繼而驗證隔震方案的有效性和可行性。計劃1989年形成設(shè)計技術(shù)指南的草稿，1993年形成設(shè)計技術(shù)指南。指南著重反映示范核電站的設(shè)計，內(nèi)容包括隔震裝置的特性、隔震試驗驗證、地震載荷作用下隔震結(jié)構(gòu)響應(yīng)、隔震系統(tǒng)PSA方法的發(fā)展和應(yīng)用等。

輕水堆（LWR）的基礎(chǔ)隔震研究項目[3]（1985～1990年）持續(xù)了6年。研究目標(biāo)是建立輕水堆的基礎(chǔ)隔震方案，掌握隔震裝置的特性和隔震廠房的動態(tài)特性，驗證隔震效果等。項目包括10個核電廠、3個贊助商和5個建筑公司。和輕水堆相比，快堆的設(shè)計特點是高溫低壓。高溫產(chǎn)生設(shè)備的較大熱變形，應(yīng)用薄壁設(shè)備可以降低應(yīng)力集中，然而薄壁設(shè)備不能抵抗強(qiáng)烈的地震載荷。這是快堆核電站設(shè)計中設(shè)備壁厚自相矛盾的地方。即對于熱載荷要求設(shè)備壁厚較薄，對于地震載荷要求設(shè)備壁厚較厚。同時也是快堆引進(jìn)隔震技術(shù)的重要原因。隔震技術(shù)緩解地震載荷實現(xiàn)設(shè)備的薄壁化，提高反應(yīng)堆廠房的結(jié)構(gòu)完整性。1987～1997年的研究項目，解決了核電站水平方向的隔震，同時出版了水平隔震的設(shè)計指南。核電站隔震的障礙之一是降低水平隔震系統(tǒng)中垂直方向的地震載荷。為了解決這一難題啟動了快堆三維隔震研究和設(shè)計[4]，該項目從2000年4月至2005年3月。

2 核電站垂直方向隔震的研究和試驗

Seiji Kitanura等[5]對垂直向隔震的碟盤進(jìn)行試驗研究。日本掌握了大尺寸碟盤的制造方法，碟盤的外直徑是1000mm。通過實際尺寸的試驗，掌握了水平向、垂直向的載荷撓度曲線，設(shè)計常數(shù)比如摩擦系數(shù)等。

為了衰減快堆電站水平向和垂直向設(shè)備的地震響應(yīng)，Kenji Kanazawa[6]等評估了三維隔震系統(tǒng)中疊層厚橡膠支座的性能。完成了縮比例模型的振動臺試驗。水平和垂直向的振動臺試驗，輸入正弦波和白噪聲評估模型的響應(yīng)特性。輸入人造地震動和天然的地震動模擬水平和垂直的地震動評估基礎(chǔ)隔震的效果。結(jié)果表明水平方向隔震加垂直方向的隔震同三維隔震響應(yīng)是相似的，隔震在樓層響應(yīng)譜的特定頻率范圍內(nèi)，垂直向的響應(yīng)得到衰減，這些特定的頻率范圍對堆內(nèi)設(shè)備有影響。

日本從多種3D基礎(chǔ)隔震裝置方案中挑選了兩種隔震裝置，分別制作了3D基礎(chǔ)隔震裝置的1/7的縮比例模型進(jìn)行振動臺試驗。Junji Suhara等[7]驗證了核電站的3D基礎(chǔ)隔震裝置-密封型氣墊。3D隔震由疊層橡膠支座的水平向隔震和氣墊的垂直向隔震實現(xiàn)。通過地震臺試驗測試隔震裝置在地震激勵下的性能，監(jiān)測隔震裝置的動態(tài)特性和極限強(qiáng)度。在水平和垂直地震激勵下，隔震裝置工作順利。為了確定影響氣墊極限強(qiáng)度的因素，施加載荷讓高壓下的氣墊爆破。振動臺試驗和爆破試驗表明該隔震裝置適用于核電站。Takahiro Shimada等[8]通過試驗驗證了核電站的3D基礎(chǔ)隔震裝置-液壓3D隔震。隔震系統(tǒng)由疊層橡膠支座的水平向隔震和垂直向隔震的液壓動力系統(tǒng)組成。對于這些系統(tǒng)，水平方向的隔震裝置使用相同的疊層橡膠支座。通過系統(tǒng)的可行性試驗和性能試驗評估了隔震裝置的性能和適用性。掌握液壓系統(tǒng)的性能特性。對于液壓系統(tǒng)，動力加載試驗測量摩擦和每個氣缸內(nèi)油流動的阻尼。評估和驗證水平向和垂直向隔震的性能、動壓縮能力和組合系統(tǒng)隔震能力的可行性。

圖1 快堆垂直向隔震Fig.1 FBR vertical isolation

Shigeki Okamura等[9]進(jìn)行了快堆核電站垂直向隔震的試驗研究。假定核電站采用水平向的隔震和垂直向的隔震?；谶@種思想，反應(yīng)堆容器和主要設(shè)備懸掛于一個很大的隔板，垂直向的碟盤隔震裝置支撐隔板，如圖1所示。為了驗證垂直向隔震系統(tǒng)的隔震性能，采用1/8的縮比例模型進(jìn)行振動臺試驗。試驗?zāi)Ｐ陀伤膫€垂直隔震裝置、隔板和水平載荷支撐結(jié)構(gòu)組成。對于設(shè)計地震隔震系統(tǒng)能夠平滑操作，顯示了充分的隔震特性。模擬分析結(jié)果和試驗匹配的很好，驗證了隔震設(shè)計技術(shù)的可行性。

3 核電站隔震的振動臺試驗

對于快堆有兩種3D隔震方案，一種是整個建筑基礎(chǔ)的隔震，如圖2所示。另一種是主要設(shè)備豎直向的隔震和水平向的基礎(chǔ)隔震，如圖3所示。研究中，假設(shè)地震條件依賴于嚴(yán)格的地面運動。核島和設(shè)備的設(shè)計參考“商業(yè)快堆”。

圖2 建筑基礎(chǔ)隔震Fig.2 Base isolationof building

圖3 垂直和水平隔震Fig.3 Vertical and horizental isolation

針對3D整體建筑的隔震系統(tǒng)[10]，研究認(rèn)為：核電站建筑的布局和傳統(tǒng)電站的布局相同，隔震系統(tǒng)做一些小的修正就可以應(yīng)用；安裝隔震系統(tǒng)的區(qū)域不會受到輻射的影響，服役期間的監(jiān)察很方便，每天巡邏中發(fā)現(xiàn)的失效隨時都可以維修；支撐裝置的數(shù)量是272個，10%支撐裝置的功能失效不喪失隔震功能，在運行期間能夠更換裝置；液壓系統(tǒng)的油、油封、氣囊和氣墊里面的橡膠10～30年更換一次；在調(diào)查樣品裝置的試驗中能預(yù)先診斷耐久性的問題。針對垂直方向和2D水平方向的隔震系統(tǒng)，研究認(rèn)為：彈簧可以依賴，在整個壽期能隨時進(jìn)行維修。設(shè)備和管道集中區(qū)安裝普通隔板。安裝隔震裝置的數(shù)量盡量少。隔板使反應(yīng)堆建筑變大。系統(tǒng)安裝在有輻射的區(qū)域。隔震設(shè)備的材料和潤滑需要能抵抗輻射。檢查人員接近的時間是受限的，通過遙感進(jìn)行檢查。為了利用反應(yīng)堆建筑下面水平隔震系統(tǒng)的功能，水平方向的隔板支承要牢靠。試驗表明兩種3D隔震方案都可以應(yīng)用和發(fā)展。

3D隔震下一步的研究內(nèi)容包括：①為了驗證隔震的行為，需要足尺寸的驗證試驗和真實條件下構(gòu)筑物的試驗，提高隔震可靠性；②使隔震裝置安裝靈活，降低隔震裝置制造費用；③改進(jìn)水壓密封使其更結(jié)實耐用；④改善布局，避免設(shè)備的相互干擾，例如水平支撐結(jié)構(gòu)和冷卻管道，同時縮減使反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)變大的物項；⑤準(zhǔn)備隔震設(shè)計指南。

4 結(jié)論

日本投入了大量的時間和精力對隔震技術(shù)在核電站的應(yīng)用方面進(jìn)行了研究和試驗。通過一系列的實踐表明：

（1）隔震能有效的降低核電站的地震加速度響應(yīng)。

（2）通過試驗獲得了隔震支座的性能參數(shù)、垂直向隔震和3D隔震的試驗數(shù)據(jù)。同時掌握了核電站隔震的有限元模擬方法。

日本核電站隔震技術(shù)的發(fā)展，對我國核電站隔震的發(fā)展有很大的啟迪。隔震在中國核電站的應(yīng)用任重而道遠(yuǎn)，本文僅是拋磚引玉。

[1]日本電氣協(xié)會原子能委員會.原子力發(fā)電所免震構(gòu)造設(shè)計技術(shù)指針[S].2000.

[2]Y.Sawada,et al.,Seismic Isolation Test Program,Proc.of the 10th SMiRT,1989.

[3]M.Nakazawa,et al.Study on Seismic Base Isolation of LWR Plants, Proc.,of the 11th SMiRT,1991.

[4]Asao Kato,et al.A Development Program of 3-Dimensional Seismic Isolation for Advanced Reactor System in Japan,Proc.of the 17th SMiRT,2003.

[5]Seiji Kitanura,et al.Experimental Study on Coned Disk Springs for Vertical Seismic Isolation System,Proc.of the 13th SMiRT,2003.

[6]Kenji Kanazawa,et al.Shaking Table Test of 3-Dimensional Base Isolation System Using Laminated Thick Rubber Bearings,Proc.of the 15th SMiRT,1999.

[7]Junji Suhara,et al.Research on 3D Base Isolation System Applied to New Power Reactor 3D Seismic Isolation Device with Rolling Seal Tyoe Air Spring:Part 2,Proc.of the 18th SMiRT,2005.

[8]Takahiro Shimada,et al.Study on 3-Dimensional Base Isolation System Applied to New Power Plant Reactor:Part 2(Hydraulic 3-Dimensional Base-Isolation System),Proc.of the 18th SMiRT,2005.

[9]Shigeki Okamura,et al.Experiment Study on Vertical Component Isolation System,Proc.of the 18th SMiRT,2005.

[10]Kenji Takahashi,et al.a Development of 3-Dimensional Seismic Isolation for Advanced Reactor Systems in Japan-Part 2,Proc.of the 18th SMiRT,2005.