某核电站反应堆厂房基础稳定性复核计算

刘岳君

【摘要】本文以某核电站反应堆厂房为目标，进行了地震作用下基础的稳定性核算。计算基于ACS SASSI程序，并结合规范规定计算了基础的抗倾覆和抗滑移能力，通过计算发现某核电站二期扩建工程反应堆厂房在设计地震作用下的稳定性满足规范要求。本文的计算过程和结果对后期核电站的设计有参考和借鉴意义。

1、概述

核电在各个关系国计民生的领域，都占据不可替代的地位，特别是作为当前技术较为成熟、运行比较稳定的发电技术，核电在能源建设方面具有明显的优势和举足轻重的作用。核电站中包容着大量的放射性物质，一旦破坏极可能导致可怕的核泄漏，会给人类健康和生态环境造成极其严重的危害。

反应堆厂房是核电站的核心部位，反应堆厂房基础是厂房与地基接触的关键承重结构，基础的稳定性不足将造成上部结构无法正常使用，甚至倒塌和毁坏。因此，基础抗倾覆和抗滑移能力直接影响到反应堆厂房的安危。

本文以某核电站反应堆厂房为例，采用ACS SASS软件，并结合相应规范，对该厂房基础抗倾覆、抗滑移能力进行核算，计算过程及结果对后期工程的建设与设计具有参考和借鉴意义。

2、计算模型及参数

2.1 计算模型

针对该核电站反应堆厂房进行分析，建立三维有限元模型来模拟反应堆厂房（即底板、内部结构、安全壳），底板简化为一个采用实体单元的圆柱体。内部结构与安全壳采用集中质量简化梁模型，其简化原则：以反应堆厂房中主要楼层的楼板中心标高为集中质量点标高，其质量包含本层楼板及其上设备的质量、上下相邻楼板间墙体的一半；集中质量点之间采用梁单元连接，梁单元特性采用力学原则推导出来，安全壳和内部结构固结于底板上。

2.2 输入地震动加速度峰值和结构阻尼比

本文中，设计地震动地面加速度峰值取：

运行安全地震动SL-1：水平向0.10g，竖直向0.0667g

极限安全地震动SL-2：水平向0.20g，竖直向0.1333g

2.3 基础稳定性验算的荷载组合和最小安全系数

依据《核电厂抗震设计规范》（GB50267-97） 、《压水堆核电厂核安全有关的混凝土結构设计要求》（NB/T20012-2010） 和核电厂厂房设计荷载规范（NB/T20105-2012），并结合勘察报告，本工程荷载组合和最小安全系数取值：

运行安全地震动SL-1：取“D+H+E1”荷载组合，安全系数均取1.1。

极限安全地震动SL-2：取“D+H+E2”荷载组合，安全系数均取1.5。

3、反应堆厂房基础抗倾覆的稳定性核算

根据《核电厂抗震设计规范》（GB50267-1997）6.4节及《压水堆核电厂核安全有关的混凝土结构设计要求》6.2条相关规定进行反应堆厂房抗倾覆验算，考虑地震作用为控制工况，未考虑风及龙卷风组合工况。

抗倾覆验算应该满足：∑Mr/∑Mq>Kq

式中

∑Mr -抗倾覆力矩（N.m），包括由计算地震作用时的重力荷载G产生的抵抗矩，考虑与重力方向相反的竖向地震作用，绕X和Y两个水平轴分别计算抗倾覆力矩。

∑Mq -倾覆力矩（N.m），由水平地震作用产生的倾覆力矩（包含上部结构产生的倾覆力矩和底板产生的倾覆力矩），绕X和Y两个水平轴分别计算倾覆力矩。

Kq -抗倾覆安全系数，SL-1地震水平下取1.5、SL-2地震水平下取1.1。

通过对4096个时刻点的计算分析之后，得出临界时间点的抗倾覆安全系数，计算结果如下：

（1）SL-1地震水平下：

最大倾覆力矩： ∑Mq =Mq1+ Mq2=4.8774x109-7.8510x108=4.8853x109N.m

抗倾覆力矩：∑Mr =（G-Ev）x ρ=[5.8430x108-（-4.8853x106）]x19.75=1.1591x1010N.m

抗倾覆系数：Kq=∑Mr /∑Mq =1.1591x1010/4.8853x109=2.3726≥1.5

（2）SL-2地震水平下：

最大倾覆力矩：∑Mq =Mq1+ Mq2=5.7837x109-1.2174x107=5.7715x109N.m

抗倾覆力矩：∑Mr =（G-Ev）x ρ=[5.8430x108-3.5226x107）]x19.75=1.0844x1010N.m

抗倾覆系数：Kq=∑Mr /∑Mq = 1.0844x1010/5.7715x109=1.8789≥1.1

可见，该核电站反应堆厂房基础抗倾覆稳定性符合规范要求。

4、反应堆厂房基础抗滑移的稳定性核算

根据《核电厂抗震设计规范》（GB50267-1997）6.4节及《压水堆核电厂核安全有关的混凝土结构设计要求》6.2条相关规定进行反应堆厂房抗滑移验算，考虑地震作用为控制工况，未考虑风及龙卷风组合工况。

抗滑移验算应该满足：Er/Eh≥Kh， Er=F1+F2+（Hpe-Hae）L

式中

Er -基础承受的水平向抗力（N）

F1-基底摩擦力合力（N），由基础底面的竖向总压力（应考虑竖向地震作用以及水浮力的不利影响）乘以地基岩土与基础混凝土间的摩擦系数得到；

-地基岩土与基础混凝土间的摩擦系数，取0.03；

F2-平行于剪力方向的地下结构外墙侧壁摩擦力合力（N）

Hpe，Hae-分别为垂直于剪力方向的地下结构外墙面单位长度上主动土压力合力、被动土压力合力（N/m）；

L-垂直于剪力方向的基础边长（m）；

Eh-基础承受的水平向滑移力（包含地震作用下的上部结构水平向滑移力和底板水平向滑移力）（N）；

Kh-抗滑移验算安全系数，SL-1地震水平下取1.5、SL-2地震水平下取1.1。

通过对4096个时刻点的计算分析之后，得出临界时间点的抗滑移安全系数，计算结果如下：

（1）SL-1地震水平下：

水平向滑移力：Eh=Eh1+Eh2=3.9255x106+9.3677x107=9.7602x107N

水平向抗力：Eh=F1+F2+（HpE-HaE）=F1=μxN=0.4x5.7499x108=2.2999x108N

抗滑移系数：Kh=Er/Eh=2.2999x108/9.7602x107=2.3564≥1.5

（2）SL-2地震水平下：

水平向滑移力： Eh=Eh1+Eh2=1.5368x108+6.3452x107=1.6002x108N

水平向抗力： Eh=F1+F2+（HpE-HaE）=F1=μxN=0.4x5.3612x108=2.1445x108N

抗滑移系数： Kh=Er/Eh=2.1445x108/1.6002x108=1.3401≥1.1

可见，该核电站反应堆厂房基础抗滑移稳定性符合规范要求。

5、总结

本文采用ACI SASSI软件，并结合相应规范，对该核电站反应堆厂房的抗倾覆、抗滑移稳定性进行了核算，得到如下結论：

（1）该核电站反应堆厂房基础的抗倾覆能力、抗滑移能力满足规范要求。

（2）本文的计算方法及结论对后期核电站的稳定性分析有重要的参考和借鉴意义。

参考文献：

[1] ACS SASSI NQA Version 2.3.0 User Manuals， June 15， 2009.Ghiocel Predictive Technologies， Inc.， USA

[2]某核电站厂址有关的设计参数（第二版）

[3] NUREG-0800， "Standard Review Plan for Review of Safety Analysis Reports for Nuclear Power Plants."

[4] GB50267-97，核电厂抗震设计规范[S].

[5] NB/T20012-2010，压水堆核电厂核安全有关的混凝土结构设计要求[S].

[6] NB/T20105-2012，核电厂厂房设计荷载规范[S].