淺議日本核電站隔震技術的研究和應用

李海龍，初起寶，徐 宇，楊紅義，文 靜

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

0 引言

隔震在民用建筑中應用的案例越來越多，設計和施工技術日趨成熟。地震多發國家（比如日本和中國等）民用建筑的災害分析表明隔震技術是減震抗災的一種非常有效的手段。隔震技術已經納入美國和中國的民用建筑抗震規范。日本電氣協會出版了《核電廠隔震結構設計技術指南》[1]JEAG 4614-2000。

隔震技術在日本民用建筑方面的應用非常廣泛，在日本核電站的研究和應用非常活躍。日本還重點研究了隔震技術在快堆項目的應用和發展。中國已經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用情況。

1 日本的隔震項目

在日本國際貿易和工業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年形成設計技術指南的草稿，1993年形成設計技術指南。指南著重反映示范核電站的設計，內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構響應、隔震系統PSA方法的發展和應用等。

輕水堆（LWR）的基礎隔震研究項目[3]（1985～1990年）持續了6年。研究目標是建立輕水堆的基礎隔震方案，掌握隔震裝置的特性和隔震廠房的動態特性，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，快堆的設計特點是高溫低壓。高溫產生設備的較大熱變形，應用薄壁設備可以降低應力集中，然而薄壁設備不能抵抗強烈的地震載荷。這是快堆核電站設計中設備壁厚自相矛盾的地方。即對于熱載荷要求設備壁厚較薄，對于地震載荷要求設備壁厚較厚。同時也是快堆引進隔震技術的重要原因。隔震技術緩解地震載荷實現設備的薄壁化，提高反應堆廠房的結構完整性。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計指南。核電站隔震的障礙之一是降低水平隔震系統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，設計常數比如摩擦系數等。

為了衰減快堆電站水平向和垂直向設備的地震響應，Kenji Kanazawa[6]等評估了三維隔震系統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隔震的效果。結果表明水平方向隔震加垂直方向的隔震同三維隔震響應是相似的，隔震在樓層響應譜的特定頻率范圍內，垂直向的響應得到衰減，這些特定的頻率范圍對堆內設備有影響。

日本從多種3D基礎隔震裝置方案中挑選了兩種隔震裝置，分別制作了3D基礎隔震裝置的1/7的縮比例模型進行振動臺試驗。Junji Suhara等[7]驗證了核電站的3D基礎隔震裝置-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。通過地震臺試驗測試隔震裝置在地震激勵下的性能，監測隔震裝置的動態特性和極限強度。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基礎隔震裝置-液壓3D隔震。隔震系統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組成。對于這些系統，水平方向的隔震裝置使用相同的疊層橡膠支座。通過系統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。掌握液壓系統的性能特性。對于液壓系統，動力加載試驗測量摩擦和每個氣缸內油流動的阻尼。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。基于這種思想，反應堆容器和主要設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的隔震性能，采用1/8的縮比例模型進行振動臺試驗。試驗模型由四個垂直隔震裝置、隔板和水平載荷支撐結構組成。對于設計地震隔震系統能夠平滑操作，顯示了充分的隔震特性。模擬分析結果和試驗匹配的很好，驗證了隔震設計技術的可行性。

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的隔震，如圖2所示。另一種是主要設備豎直向的隔震和水平向的基礎隔震，如圖3所示。研究中，假設地震條件依賴于嚴格的地面運動。核島和設備的設計參考“商業快堆”。

圖2 建筑基礎隔震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[10]，研究認為：核電站建筑的布局和傳統電站的布局相同，隔震系統做一些小的修正就可以應用；安裝隔震系統的區域不會受到輻射的影響，服役期間的監察很方便，每天巡邏中發現的失效隨時都可以維修；支撐裝置的數量是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；液壓系統的油、油封、氣囊和氣墊里面的橡膠10～30年更換一次；在調查樣品裝置的試驗中能預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，研究認為：彈簧可以依賴，在整個壽期能隨時進行維修。設備和管道集中區安裝普通隔板。安裝隔震裝置的數量盡量少。隔板使反應堆建筑變大。系統安裝在有輻射的區域。隔震設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，通過遙感進行檢查。為了利用反應堆建筑下面水平隔震系統的功能，水平方向的隔板支承要牢靠。試驗表明兩種3D隔震方案都可以應用和發展。

3D隔震下一步的研究內容包括：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改進水壓密封使其更結實耐用；④改善布局，避免設備的相互干擾，例如水平支撐結構和冷卻管道，同時縮減使反應堆結構變大的物項；⑤準備隔震設計指南。

4 結論

日本投入了大量的時間和精力對隔震技術在核電站的應用方面進行了研究和試驗。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。

（2）通過試驗獲得了隔震支座的性能參數、垂直向隔震和3D隔震的試驗數據。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的發展，對我國核電站隔震的發展有很大的啟迪。隔震在中國核電站的應用任重而道遠，本文僅是拋磚引玉。

[1]日本電氣協會原子能委員會.原子力發電所免震構造設計技術指針[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.