魏陸順， 張永山， 孔德睿， 劉文光， 何文福

（1. 佛山科學技術學院環(huán)境與土木建筑學院， 廣東 佛山 528000； 2. 廣州大學土木工程學院， 廣州 510405；3. 上海大學土木工程系， 上海 200072）

0 引言

核電是一種技術成熟的清潔能源， 核電與水電、 火電一起構成世界能源的三大支柱， 在世界能源結構中有著重要的地位[1]。 核電工程結構的抗震能力是保障核電安全的重要內容之一[2-3]， 核電結構抗震分兩級設防， 但地震的不確定性給核電廠的抗震安全帶來巨大的挑戰(zhàn)， 至今， 幾次重大的核電工程安全事故也是由地震災害引起的。2007年日本柏崎刈羽核電站由于6.8 級地震影響，引發(fā)核電廠多個裝有放射性廢料的罐子傾倒、 含放射性物質的水泄漏等事故[4]。 2011年日本東北部海域發(fā)生里氏9.0 級大地震引發(fā)巨大海嘯， 使得福島核電站多個機組發(fā)生停堆。 強震使得核電站外電網(wǎng)中斷， 同時應急柴油發(fā)動機也因為海嘯喪失功能， 所有電源中斷， 冷卻功能失效， 內部燃料過熱熔毀， 發(fā)生爆炸造成核泄露。 福島核電站輻射物質泄漏最終定性為7 級核事故， 這是迄今為止人類核電發(fā)展史上最嚴重的一次事故[5]。

結構隔震技術是目前世界上公認有效的控制技術。 目前， 全世界運行的核電廠中， 只有法國的Cruas 核電廠和南非的Koeberg 核電廠使用了基底水平隔震技術[6-7]。 核電結構隔震應用是隔震技術研究重點之一，日本電氣工業(yè)會于2007年9月發(fā)布著手開發(fā)次世代輕水反應堆采用隔震技術，2008年4月能源綜合工程學研究所以及日國內原子爐3 家制造商（三菱重工業(yè)、日立GE 核能、 東芝公司）參加共同開發(fā)核電隔震研究項目[8]。

目前， 隔震主要是隔離水平向地震作用[9]。2000年，日本提出用于核反應堆的空氣彈簧整體三維隔震技術和碟形彈簧－橡膠墊三維隔震技術，并于2002年， 由清水建設開發(fā)了水平隔震采用橡膠隔震支座， 豎向采用空氣彈簧的新型的三維基礎隔震系統(tǒng)， 并采用油壓系統(tǒng)抑制結構的搖擺，振動臺試驗結果表明， 結構搖擺角控制在1/1 000以下， 取得了較好的三維減震效果[10]。 本文設計了一種新型的三維隔震系統(tǒng)， 該系統(tǒng)包括水平隔震層和豎向隔震層， 抗搖擺裝置安裝在豎向隔震層中用于控制結構搖擺反應。 為研究該三維隔震系統(tǒng)性能， 對二層鋼框架結構模型進行了振動臺試驗研究， 并對核島采用三維隔震技術進行了探討。

1 三維隔震系統(tǒng)及試驗

本文設計了一種新型的三維隔震系統(tǒng)， 該系統(tǒng)包括水平隔震層和豎向隔震層， 抗搖擺裝置安裝在豎向隔震層中用于控制結構搖擺反應（見圖1）。該系統(tǒng)的隔震支座功能單一， 構造簡單， 抗搖擺系統(tǒng)也易于實施。 為研究該三維隔震系統(tǒng)性能， 對二層鋼框架結構模型進行了振動臺試驗研究。

圖1 試驗模型Fig.1 Test model

三維隔震結構模型為2 層鋼框架， 平面尺寸為1 m×1.6 m， 結構層高1m。 考慮配重高度， 模型X 方向高寬比為2.70， Y 方向高寬比為1.69。鋼框架結構模型重24 kN， 首層配重24.2 kN， 頂層配重12.1 kN， 總配重36.3 kN， 結構總重量60.3 kN。 水平隔震層采用4個LRB100 低硬度鉛芯橡膠隔震支座。 豎向隔震層采用4個鋼彈簧支座和4個豎向粘滯阻尼器， 鋼彈簧型號為14×Φ110 中×235×5.5， 豎向粘滯阻尼器提供豎向阻尼?？箵u擺系統(tǒng)采用GGD35 型重載滾動直線導軌副。

試驗相似比見表1， 尺寸相似系數(shù)取為1/40?？紤]重力加速度對隔震支座應力反應的影響加速度相似系數(shù)取為1。 豎向隔震周期為0.49 s， 對應原型為3.13 s， 水平隔震周期為0.53 s， 對應原型為3.35 s， 均屬于合理的隔震周期范圍。

2 振動臺試驗結果

試驗采用的強震記錄包括： 1940年El Centro（El）、 1952年Taft（Ta）、 1968年Hachinohe（Ha）和1999年1999年臺灣集集地震TCU068（Chi）。為驗證三維隔震技術的隔震效果， 對同一結構模型進行了固接和隔震的對比試驗， 輸入地震記錄速度峰值為4 cm/s（對應原型為25 cm/s）。 三向輸入工況下， 加速度對比結果見圖2。

表1 模型與原型相似比Table 1 The similarity ratio between target building and test model

4 條強震記錄作用下， 對比輸入值， 傳統(tǒng)結構頂層加速度放大系數(shù)均值X 向為3.78， Y 向為3.47， Z 向為2.49； 隔震結構頂層加速度放大系數(shù)均值X 向為1/1.07， Y 向為1/1.71， Z 向為1.29。傳統(tǒng)結構頂層加速度放大系數(shù)X 向為隔震結構的4.05 倍， Y 向為5.95 倍， Z 向為1.93 倍。 三向隔震能有效地減小上部結構地震反應， 具有較好的隔震效能。

圖2 加速度反應對比Fig. 2 Comparison of response acceleration between fixed and 3D isolated models

三維隔震結構中豎向隔震層設置在1 層頂部，對比1 層加速度， 頂層加速度Z 向放大系數(shù)均值為1/1.91， 豎向隔震效果顯著。

3 核電結構三維隔震探討

本文以我國引進的第三代AP1000 核電廠為研究對象， 研究核島廠房系統(tǒng)的三維隔震地震反應，其總重量約為128 000 t。 AP1000 核島及內部設備見圖3， 為研究AP1000 核島廠房的三維隔震控制方法， 其三維隔震模型如圖4 所示， 包括水平隔震層和豎向隔震層， 抗搖擺裝置安裝在豎向隔震層中用于控制結構搖擺反應。 該系統(tǒng)的隔震支座功能單一， 構造簡單， 抗搖擺系統(tǒng)也易于實施。

三維隔震設計目標在保留AP1000 機組原先核島廠房上部結構及內部所有配套核設施的標準設計不變的前提下， 把原AP1000 系列機組標準抗震設計0.30 g 的能力予以翻倍成0.60 g（水平向為0.60 g， 豎向為0.80 g）， 以適應今后更嚴峻的地震設計環(huán)境。

AP1000 采用修正RG1.6 反應譜。 依據(jù)設計反應譜， 采用等效線性方法對應的水平反應結果見圖5。 為控制隔震層位移反應， 停堆地震作用下，由屈服后剛度對應的隔震結構周期在2.0 s， 對應下阻尼比15%左右是合理的設計值， 其對應的基底剪力系數(shù)0.3~0.4 之間。

圖3 AP1000 核島Fig.3 Nuclear island of AP1000

三維隔震分析輸入地震時程記錄基于實測的Taft（簡稱Ta）和El Centro（El）地震記錄， 通過頻域調幅的方法， 保留了實測記錄的相位， 時程反應譜及其與5%阻尼比的RG1.60 修正譜的匹配情況見圖6。 隔震采用單質點模型分析， 三維隔震結構X 向、 Y 向屈服后剛度對應隔震周期取2.06 s， 屈重比為7.5%， Z 向隔震周期2 s， 阻尼比為15%情況下， 在X 向、 Y 向和Z 向輸入加速度幅值分別為0.6 g、 0.6 g 和0.8 g， 得到隔震后X 向記錄5%阻尼比反應譜的對比見圖6。 隔震層滯回性能見圖7， 最大位移X 向593 mm， Y 向486 mm， Z 向369 mm。

圖4 AP1000 核島結構三維隔震模型Fig.4 The 3D isolation model of AP1000nuclear island structure

圖5 水平反應預測Fig.5 Forecast results of horizontal response

圖6 水平輸入反應譜對比Fig.6 Comparison of horizontal input response spectra

圖7 隔震層滯回性能Fig.7 Hysteresis loops of isolation layer

由圖6 對比結果可知， 水平輸入0.6 g 情況下， 1 Hz 以上頻率范圍內， 隔震后記錄反應譜幅值較0.3 g 設計譜仍小很多。 對于大于1 Hz 的核電結構、 設備和設施， 采用隔震后， 其地震作用大大降低， 抗震安全性大大提高； 對于基頻小于1 Hz 的如管線、 水池等， 在0.6 g 作用下， 其地震反應較設計譜會大很多， 應是核電隔震設計中重點考慮內容， 可提高對應構件的支撐剛度或增加阻尼以降低其反應。

4 結論

本文對2 層鋼框架三維隔震結構模型進行了驗證試驗研究， 并對AP1000 核島結構采用三維隔震進行了分析， 結論如下：

（1）與傳統(tǒng)結構放大效果相比， 三維隔震結構隔震效果顯著。 傳統(tǒng)結構頂層加速度與隔震結構比X 向為4.05 倍， Y 向為5.95 倍， Z 向為1.93倍， 三維隔震結構抗震性能大大提高。

（2）基于修正RG1.6 設計反應譜， 采用三維隔震技術， AP1000 系列機組其標準抗震設計能力可實現(xiàn)翻倍。

（3）通過單質點時程分析可知， 采用三維隔震后， 低頻反應譜幅值較設計譜有較大增加， 對于基頻小于1 Hz 設備， 其抗震性能應重點考慮。

（4）核電結構采用三維隔震后， 核電站整體結構抗震性能顯著提升， 對提高核電廠抗震性能具有重要參考意義。

[1] 丁其華， 王海丹. 2009年世界核電發(fā)展回顧[J]. 國外核新聞， 2010 (01)： 13-18.

[2] 林 皋. 核電工程結構抗震設計研究綜述（I）[J]. 人民長江， 2011， 42（19）： 1-5.

[3] 林 皋. 核電工程結構抗震設計研究綜述(II) [J]. 人民長江， 2011， 42（21）： 1-6.

[4] 気象庁(日本) . 2007年7月16日10 13 分ころ新県上中越で発生した地震について (報道発表資料)[N] . 新潟県災害対策本部， 2007

[5] メルトダウン」 という悪夢--ドキュメント原発神話崩壊 (緊急特集3.11日本最大の試練.Nikkei business(1583)[N] .日経BP 社， 2011.

[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 Internat-ional Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology（SMiRT 18）. K10 － 7. 出版者不詳， 2005．

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[8] 山本知史， 古川茂， 島本龍， 等.次世代軽水爐の免震技術の開発：(その1) 免震技術の開発計畫(免震(1)，原子力プラント， 構造Ⅱ) [C]\日本建築學會大會學術講演梗概集. 出版者不詳2010： 1131-1132.

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