核电厂海域取水工程抗震分类及分析方法探讨

孙 锋，潘 蓉，孙造占，周 群，辛国臣

（生态环境部核与辐射安全中心，北京 100082）

日本福岛核事故之后，国际社会开始进行外部灾害下核电厂安全裕量评估，对抗震安全要求不断提高［1］。我国在建和运行核电厂均位于沿海地区，其循环冷却水与重要厂用水大多共用取水明渠（斜坡式结构型式）取水，其安全功能要满足极端地震动工况下重要厂用水的取水安全［2，3］。随着我国核电建设的快速推进，条件良好的厂址逐渐稀缺，近年来核电厂海域构筑物投资明显增长，个别核电海域项目建设费用甚至达到核电项目总投资的4%。目前，《核电厂抗震设计规范》（GB 50267—1997）［4］没有明确取水构筑物的安全评价方法和标准，能源行业标准《核电厂海工构筑物设计规范》（NB/T 25002—2011）［5］和《核电厂水工设计规范》（NB/T 25046—2015）［6］对同样功能的取水明渠防波堤抗震设防要求不一致；《核电厂抗震设计与鉴定》（HAD 102/02）提出应保证核电厂最终热阱安全的原则要求，《核动力厂设计安全规定》（HAF 102—2016）［7］则要求适当考虑对超设计基准外部事件的影响。因此，确定合理的取水构筑物设计标准，平衡安全性和经济性，提升竞争力，是目前核电厂取水构筑物设计中亟待解决的问题。

1 核电厂抗震分类国内外法规标准

1.1 国外法规标准

1.1.1 IAEA物项分级及抗震分类要求

2014年IAEA正式发布了安全导则SSG-30《核电厂构筑物、系统和部件的安全分级》。该导则涵盖了纵深防御5个层次的所有物项，并直接给出了功能分类原则［8］。SSG-30提出的物项分级方法主要基于确定论，并适当采用概率论作为补充，由工程判断支持。同时，IAEA于2016年出版了IAEA-TECDOC-1787《核电厂构筑物，系统和部件安全分级的应用》，对SSG-30的应用提供了具体指导意见。

IAEA关于抗震分类的最初导则是1979年发布的50-SG-S2“Seismic Analysisand Testingof Nuclear Power Plants”，属于厂址安全规定50-C-S“Code of Practice on Safety in Nuclear Power Plant Siting”的系列导则之一。1992年该导则升版，并划入设计安全规定50-C-D“Code on the Safety of Nuclear Power Plants:Design”系列，编号为50-SG-D15。50-SG-S2和50-SG-D15将核动力厂物项分为抗震Ⅰ类、抗震Ⅱ类和非抗震类。

1.1.2 美国联邦法规相关要求

为落实GDC2和10 CFR 100附录A的要求，美国原子能委员会于1973年发布第1版RG 1.29，给出了一种可接受的细化落实措施。

美国土木工程师协会（ASCE）等编写的核电规范主要针对核岛结构，缺乏针对海域工程的评价方法。

1.1.3 内容小结

物项的抗震分类源于10 CFR 50附录A的另一条通用设计准则GDC2和10 CFR 100附录A，主要是针对设计基准外部事件中的地震事件。抗震分类主要是规定核动力厂的一些物项必须在发生设计基准地震（安全停堆地震）的情况下保持功能。这些SSC就是通常所说的抗震Ⅰ类物项。安全分级针对的是内部事件，抗震分类针对的是外部事件［9］。

“安全相关”属于“安全重要”的一个子集。对于“安全相关”所不能完全覆盖的“安全重要”物项，多年来各国监管机构采用了特事特办的方式提出相应的管理要求。在对非能动安全型核电厂审评过程中，NRC逐渐建立并完善了一套针对不属于“安全相关”但属于“安全重要”的物项的监管方法，即RTNSS。虽然我国的GB/T 17569—2013《压水堆核电厂物项分级》要求：“在非安全级中应识别出有特殊要求的，即NC（S）级物项”，但并没有给出如何识别，以及对识别出的NC（S）级物项提出怎样的要求［10，11］。

1.2 我国现行法规标准规范的规定

1.2.1 核安全法规导则

《核动力厂设计安全规定》5.1节规定“核动力厂设计还必须提供适当的裕量，在超设计基准自然灾害事件发生时，保护用于防止早期放射性释放或大量放射性释放所需的物项”。6.2节则提出“在比设计基准自然灾害（由厂址危险性评价确定的）更严重水平下仍能够实现传热功能”。HAD 102/02《核动力厂抗震设计与鉴定》3.3节要求最终热阱土工构筑物在设计基准地震下能够抵抗斜坡破坏。

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1.2.2 国家及行业标准

GB 50267—1997规定，核电厂物项分为3类：Ⅰ类、Ⅱ类、Ⅲ类物项。《核电厂海工构筑物设计规范》将海域工程构筑物分为安全级（SC）、非安全级［NC（S）］和非安全级（NC）3类。该规范明确了不同分类中所包含的海工构筑物种类，如有重要厂用水的取水明渠防波堤为非安全级［NC（S）］。NB/T 25046—2015规定取水构筑物直接采用核安全相关标准进行设计，但取水防波堤则根据地震情况下是否会影响重要厂用水的取水安全来确定抗震设计标准。

上述能源行业标准存在对同样安全功能的取水构筑物设计标准定义不一致的情况，如取水防波堤，这需要后续深入探讨。

2 抗震设计及安全分析方法

2.1 海工构筑物类别及功能

核电厂海域工程取水构筑物，包括防波堤、护岸、隔热堤、直立墙和取水箱涵（隧洞）等，具有掩护核电厂安全设施防御外海波浪、保证冷却水供应等安全功能。

取水构筑物根据核电机组堆型不同一般分为非能动型机组和能动型机组。对于非能动系列机型，因最终热阱设计上无重要安全厂用水的用水需求，海域取水工程通常按照常规民用构筑物考虑；对于能动系列机型，如近年来建造运行的华龙一号机组，由于采用了能动+非能动的设计，其有重要安全厂用水的需求，根据核安全导则和相关规范的要求，海域取水工程被确定为安全重要物项。例如：漳州核电“华龙一号”机组，取水明渠为循环水系统和重要厂用水系统共用，但两个系统的取水量差异很大，6台机组循环水量约为420 m3/s，而重要厂用水的水量约为10 m3/s，核电厂重要厂用水量仅占总取水量的2%～3%。

2.2 抗震设防标准

GB 50267—1997规定，安全级（SC）物项为Ⅰ类物项，采用运行安全地震动SL-1和极限安全地震动SL-2进行抗震设计。Ⅱ类物项按照SL-1进行设计。《核电厂水工设计规范》基于GB 50267—1997规定，增加SL-2复核，但验收准则并不明确。

非安全级（NC）被定义为非核抗震类，GB 50267—1997规定按照现行国家抗震规范对其进行设计复核。但GB 50267—1997则提出，针对其中重要的海工构筑物，可按当地抗震基本烈度提高Ⅰ度进行设计，两者存在区别。

2.3 抗震安全评价

根据GB 50267—1997规定，斜坡抗震稳定性计算可依次按滑动面法、静力有限元法和动力有限元法进行。NB/T 25002—2011则在此基础上提出：当SL-2地震作用下抗震Ⅰ类物项达不到设计要求的安全系数时，可通过海工构筑物的整体变形量进行复核，从是否影响结构整体稳定性的角度来评估海工结构安全功能是否正常。

大连理工大学工程抗震研究所在核电厂海工构筑物抗震方面开展了大量研究工作，孔宪京院士和林皋院士［12］提出了对于重要取排水构筑物，应联合运用土工试验、物模试验和数模分析技术进行抗震安全评价。这一评价手段更为先进、全面和反映实际。

早期的纵深防御只设防到设计基准事故，而目前HAF 102—2016中的纵深防御对“超设计基准事故”也有所考虑。

3 案例分析

本文通过对目前国内建设的AP1000依托项目和华龙一号示范项目进行比较得知：两者热阱取排水设计理念差异较大，从而导致海域工程抗震设计标准要求差别很大。

3.1 华龙一号示范项目

根据NB/T 25046—2015，重要厂用水系统是安全相关的，海域工程取水导流堤为安全相关物项。根据NB/T 25002—2011，含重要厂用水斜坡式防波堤按抗震Ⅱ类物项进行设计。而NB/T 25046—2015则规定，取水明渠要验证在地震情况下不会影响重要厂用水的系统取水安全，海水可作为事故情况下的最终热阱。

我国的“华龙一号”属三代机型，其重要厂用水系统有对极限安全地震震动（SL-2）灾害进行防护的要求。我国已建华龙机型核电厂循环冷却水与重要厂用水均采用海水直流冷却方案，共用取水明渠取水，抗震设防标准统计见表1。

表1 华龙一号堆型取水明渠抗震设防统计Table 1 Seisnic design of intake canals for HPR 1000

3.2 AP1000依托项目

AP1000核电机组采用非能动的安全系统。钢质安全壳为传热界面，大气从核岛屏蔽厂房头部进入，经过厂房底部循环流动后沿钢质安全壳外表面向上运动，大气作为核电厂事故情况下的最终热阱将安全壳内部的大量热量导出。根据NB/T 25002—2011，对无重要厂用水泵房外前池防波堤按当地抗震设防烈度提高一度进行设防，其他区域防波堤按国家现行的有关抗震规范进行设计。

AP1000核电厂的设计，主要从三个方面进行了抗震设计改进：

（1）APl000抗震分类要求更细，建立防止地震相互作用准则；

（2）取消运行基准地震（OBE）在核电厂抗震设计中的作用，以SSE作为唯一的设防基准，使得抗震设计更为合理和经济；

（3）开展核电抗震裕度分析（SMA）工作，采用HCLFP方法进行地震裕度分析，结果表明APl000电厂具有对地面运动峰值加速度为0.5 g地震的抵御能力。

4 结论及建议

（1）滨海核电厂取水构筑物抗震分类主要是基于防洪和取水安全两方面考虑，在进行功能分析时，应采用就高不就低的原则。取水构筑物的不同功能、不同取水工艺，以及不同的机型，都对抗震设防标准有影响。

（2）对于主要功能为导流、拦沙而不承担防洪安全的取水明渠及护岸，应确定其为非安全构筑物，可按当地设防烈度进行抗震设计，以提高新一代核电的竞争力。

（3）对于含有重要厂用水且有防洪功能的取水明渠防波堤，应确定其为核安全相关土工构筑物，验证其在SL-2地震工况下的抗震稳定性（安全系数法或地震变形分析方法），抗震稳定性和永久变形应采用数学模型进行分析论证，必要时采用振动台模型试验验证。

（4）海工构筑物应适当考虑超设计基准地震影响。考虑到核电厂重要厂用水量占核电厂总水量的份额较小，针对超设计基准地震，建议探讨基于功能的核电厂防波堤抗震安全评价方法。