浅议日本核电站隔震技术的研究和应用

李海龙，初起宝，徐 宇，杨红义，文 静

（1.国家环境保护部 核与辐射安全中心，北京 100082；2.中国原子能科学研究院，北京 102413）

0 引言

隔震在民用建筑中应用的案例越来越多，设计和施工技术日趋成熟。地震多发国家（比如日本和中国等）民用建筑的灾害分析表明隔震技术是减震抗灾的一种非常有效的手段。隔震技术已经纳入美国和中国的民用建筑抗震规范。日本电气协会出版了《核电厂隔震结构设计技术指南》[1]JEAG 4614-2000。

隔震技术在日本民用建筑方面的应用非常广泛，在日本核电站的研究和应用非常活跃。日本还重点研究了隔震技术在快堆项目的应用和发展。中国已经选定的下一个快堆厂址比俄罗斯的厂址基岩加速度大，相应的参考核电站（BN800）的抗震能力需要重新评估，甚至需要想办法解决参考核电站抵御较大地震加速度的问题。隔震能有效的降 低堆本体的地震加速度。本文简单的介绍隔震在日本核电站的研究和应用情况。

1 日本的隔震项目

在日本国际贸易和工业部的赞助下启动了示范核电站隔震的试验和研究项目[2]（1987～1997年），目的是遴选适合核电站的隔震方案，继而验证隔震方案的有效性和可行性。计划1989年形成设计技术指南的草稿，1993年形成设计技术指南。指南着重反映示范核电站的设计，内容包括隔震装置的特性、隔震试验验证、地震载荷作用下隔震结构响应、隔震系统PSA方法的发展和应用等。

轻水堆（LWR）的基础隔震研究项目[3]（1985～1990年）持续了6年。研究目标是建立轻水堆的基础隔震方案，掌握隔震装置的特性和隔震厂房的动态特性，验证隔震效果等。项目包括10个核电厂、3个赞助商和5个建筑公司。和轻水堆相比，快堆的设计特点是高温低压。高温产生设备的较大热变形，应用薄壁设备可以降低应力集中，然而薄壁设备不能抵抗强烈的地震载荷。这是快堆核电站设计中设备壁厚自相矛盾的地方。即对于热载荷要求设备壁厚较薄，对于地震载荷要求设备壁厚较厚。同时也是快堆引进隔震技术的重要原因。隔震技术缓解地震载荷实现设备的薄壁化，提高反应堆厂房的结构完整性。1987～1997年的研究项目，解决了核电站水平方向的隔震，同时出版了水平隔震的设计指南。核电站隔震的障碍之一是降低水平隔震系统中垂直方向的地震载荷。为了解决这一难题启动了快堆三维隔震研究和设计[4]，该项目从2000年4月至2005年3月。

2 核电站垂直方向隔震的研究和试验

Seiji Kitanura等[5]对垂直向隔震的碟盘进行试验研究。日本掌握了大尺寸碟盘的制造方法，碟盘的外直径是1000mm。通过实际尺寸的试验，掌握了水平向、垂直向的载荷挠度曲线，设计常数比如摩擦系数等。

为了衰减快堆电站水平向和垂直向设备的地震响应，Kenji Kanazawa[6]等评估了三维隔震系统中叠层厚橡胶支座的性能。完成了缩比例模型的振动台试验。水平和垂直向的振动台试验，输入正弦波和白噪声评估模型的响应特性。输入人造地震动和天然的地震动模拟水平和垂直的地震动评估基础隔震的效果。结果表明水平方向隔震加垂直方向的隔震同三维隔震响应是相似的，隔震在楼层响应谱的特定频率范围内，垂直向的响应得到衰减，这些特定的频率范围对堆内设备有影响。

日本从多种3D基础隔震装置方案中挑选了两种隔震装置，分别制作了3D基础隔震装置的1/7的缩比例模型进行振动台试验。Junji Suhara等[7]验证了核电站的3D基础隔震装置-密封型气垫。3D隔震由叠层橡胶支座的水平向隔震和气垫的垂直向隔震实现。通过地震台试验测试隔震装置在地震激励下的性能，监测隔震装置的动态特性和极限强度。在水平和垂直地震激励下，隔震装置工作顺利。为了确定影响气垫极限强度的因素，施加载荷让高压下的气垫爆破。振动台试验和爆破试验表明该隔震装置适用于核电站。Takahiro Shimada等[8]通过试验验证了核电站的3D基础隔震装置-液压3D隔震。隔震系统由叠层橡胶支座的水平向隔震和垂直向隔震的液压动力系统组成。对于这些系统，水平方向的隔震装置使用相同的叠层橡胶支座。通过系统的可行性试验和性能试验评估了隔震装置的性能和适用性。掌握液压系统的性能特性。对于液压系统，动力加载试验测量摩擦和每个气缸内油流动的阻尼。评估和验证水平向和垂直向隔震的性能、动压缩能力和组合系统隔震能力的可行性。

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

Shigeki Okamura等[9]进行了快堆核电站垂直向隔震的试验研究。假定核电站采用水平向的隔震和垂直向的隔震。基于这种思想，反应堆容器和主要设备悬挂于一个很大的隔板，垂直向的碟盘隔震装置支撑隔板，如图1所示。为了验证垂直向隔震系统的隔震性能，采用1/8的缩比例模型进行振动台试验。试验模型由四个垂直隔震装置、隔板和水平载荷支撑结构组成。对于设计地震隔震系统能够平滑操作，显示了充分的隔震特性。模拟分析结果和试验匹配的很好，验证了隔震设计技术的可行性。

3 核电站隔震的振动台试验

对于快堆有两种3D隔震方案，一种是整个建筑基础的隔震，如图2所示。另一种是主要设备竖直向的隔震和水平向的基础隔震，如图3所示。研究中，假设地震条件依赖于严格的地面运动。核岛和设备的设计参考“商业快堆”。

图2 建筑基础隔震Fig.2 Base isolationof building

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

针对3D整体建筑的隔震系统[10]，研究认为：核电站建筑的布局和传统电站的布局相同，隔震系统做一些小的修正就可以应用；安装隔震系统的区域不会受到辐射的影响，服役期间的监察很方便，每天巡逻中发现的失效随时都可以维修；支撑装置的数量是272个，10%支撑装置的功能失效不丧失隔震功能，在运行期间能够更换装置；液压系统的油、油封、气囊和气垫里面的橡胶10～30年更换一次；在调查样品装置的试验中能预先诊断耐久性的问题。针对垂直方向和2D水平方向的隔震系统，研究认为：弹簧可以依赖，在整个寿期能随时进行维修。设备和管道集中区安装普通隔板。安装隔震装置的数量尽量少。隔板使反应堆建筑变大。系统安装在有辐射的区域。隔震设备的材料和润滑需要能抵抗辐射。检查人员接近的时间是受限的，通过遥感进行检查。为了利用反应堆建筑下面水平隔震系统的功能，水平方向的隔板支承要牢靠。试验表明两种3D隔震方案都可以应用和发展。

3D隔震下一步的研究内容包括：①为了验证隔震的行为，需要足尺寸的验证试验和真实条件下构筑物的试验，提高隔震可靠性；②使隔震装置安装灵活，降低隔震装置制造费用；③改进水压密封使其更结实耐用；④改善布局，避免设备的相互干扰，例如水平支撑结构和冷却管道，同时缩减使反应堆结构变大的物项；⑤准备隔震设计指南。

4 结论

日本投入了大量的时间和精力对隔震技术在核电站的应用方面进行了研究和试验。通过一系列的实践表明：

（1）隔震能有效的降低核电站的地震加速度响应。

（2）通过试验获得了隔震支座的性能参数、垂直向隔震和3D隔震的试验数据。同时掌握了核电站隔震的有限元模拟方法。

日本核电站隔震技术的发展，对我国核电站隔震的发展有很大的启迪。隔震在中国核电站的应用任重而道远，本文仅是抛砖引玉。

[1]日本电气协会原子能委员会.原子力发电所免震构造设计技术指针[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.