站内搜索: 资讯 企业 产品 供应 求购 招聘 图书
您的位置:中国核电信息网 >  > 对现行核电站抗震设计规范中若干问题的管见
 

      从1985年由建设部抗震办主持召开了第一次核电站抗震设计规范编制工作会议,到1997年由国家地震局主编完成核电厂抗震设计规范(GB 50267-97)整整化了12年时间,再从施行到现在又过去了近15年。因此,它的很多内容已经不能适应目前核电站发展的要求,主要问题如下。

      (1)该规范规定只适用于极限安全地震动的峰值加速度不大于0.5g地区的压水堆核电厂,现在看来这个标准明显偏低。而且第四代高温气冷石墨球床反应堆,已在一些拟建的核电站被考虑采用,显然这个规范无法适用于这种情况。而且该规范选用的国内大于5级的强震记录,是以东北、华北地区的海城和唐山两次大地震及其余震的记录为主的,同时选择的地震震级大多在5-7级之间,选用7级以上的强震记录数量较少,而且震中距较大。考虑到十多年来我国大地震的情况已经大大超出规范的预期,如果再按上述标准,安全度显然偏低了。

      (2)该规范规定主体系和子体系可不作耦联计算的依据,仅考虑了它们间的质量比,与基频比。这是完全参照了美国核管理委员会编制的1975年6月版标准审查大纲中第3.7.2 节的内容 ,而且没有说明其适用的前提条件,因此容易给应用带来问题。因为这个解耦准则本身是十分不严密的。首先,它只适用子结构被包含在主结构内,而且二者间只有一个支点的情况。如果存在多个支点,或者存在直接与地基相连的支点,就会产生较大误差;其二,主结构与子结构的关系实际上是非常复杂的,有时可能存在二个以上的子结构,或者有的主、子结构质量相当,其中主结构子结构就很难区分;其三,假如构件阻尼不同、或振幅很大,或材料呈现非线性,这种情况在罕遇地震时有可能发生,这时当然更不能适用这个解耦准则了。我国学者在以具体工程为例的分析中也发现这个准则在应用中的问题。其实,美国在1989年第二版标准审查大纲(ITSNRC SRP)中,就特意说明了1975年版标准中规定的解耦准则,对于反应堆主回路系统是个例外,而我们现在还把它作为设计分析核电站结构的依据,显然是不太合适。

      (3)该规范偏重于计算分析,对抗震设计最重要的概念设计只字未提。我们知道抗震计算的结构模型与载荷假定存在很多近似性,因此必须重视概念设计。常规设计通常是被动地把结构布局抽象成计算模型,再进行设计计算与校核。而概念设计十分重视结构布局在整体上传力路径的合理性和可解性,因此是反过来要求结构布局尽量接近计算模型,以便使模型符合计算假定,只有这样,计算结果才有可信度,而且它从宏观上使结构尽量减少地震响应、把各种结构、部件与区域按重要程度确定安全度,以确保关键部位的安全。这就要求工艺设计与结构抗震设计互动,为什么?根据目前世界各国的有关抗震设计理论研究水平,还无法对一个任意的结构精确地确定抗震分析的模型与工况。首先是载荷工况问题,核电站抗震设规范规定在通常情况下,Ⅰ、Ⅱ类物项应采用反应谱法和时程分析法,但是很多学者都曾指出反应谱法只考虑了峰值加速度,不能反映地震三要素真实的影响。就是采用了时程分析法,但是所选用的地震波也是以前的、别处的,它不能等同于以后的、本地的地震,而且实际的地震波具有6个自由度,我们现在能够记录的几个平移自由度的地震波也代表不了真实的地震,而且人工地基处理、桩基和附近的大型地下构筑物都会影响地面地震波的性状等等,因此,地震作用力本身就存在很大的不确定性,由此可知对未来作用在结构上的地震作用是很难如实确定的;其次,是结构分析模型问题,为便于抗震分析,对一个复杂结构需要分成主结构与次结构,且需要解耦以使计算简化可行。但是,如前所述,所谓的解耦准则也存在很多问题,特别是在考虑到主结构与耦联的次结构存在不同阻尼时,计算理论的困难不是一个准则可以简单解决的。试问一个计算简图和作用力本身都存在问题的分析结果,能够具有多少可信度?因此常规的工程设计首先要考虑概念设计的合理性,核电站是安全性要求更高的工程,而且结构布局比常规建筑设计复杂得多,当然更应重视概念设计。这就要求不是一切工艺布局全部确定了以后,再来进行结构设计,而是在工艺布局的初始阶段结构设计就要参与,要把结构的抗震合理性,也作为工艺合理的一个必要条件。概念设计的方法,可以使复杂的系统简单化,使计算模型更加符合真实结构,使地震作用传递路线更加合理,更加具有可控性,使系统能有多道设防,使核心部分能够由其他部分的耗能而得到更好的保护。这样最终确定的方案就可能做到受地震影响最小,计算结果可信度最高,既安全可靠又经济合理。

      (4)所有设计定量分析仅限于构件截面内力与地基基础,对所有土建结构、设备、管道、部件没有提出位移和变形的绝对与相对限值定量指标,而这对于保证正常工作和对破坏状态的预控制是十分重要的。还有对某些设备在地震时可能发生倾覆或滑移,规范并没有规定相关定量的安全系数,只是提了一下原则要求,而如日本柏崎·刈羽核电厂在新泻地震时,就出现过这种破坏。可知规范对此规定强制性的定量限值是有必要的,没有定量限值,第三者就无法根据规范对设计进行客观的审查。

      (5)考虑到今年东日本大地震导致福岛核电站事故的教训,有必要对核电站选址作出更加严格周全的限制条件;并且必须加强对核电站安全壳、壳内部燃料组件、设备的抵抗地震和次生灾害(如海啸、核泄漏)的多道设防措施。

      (6)从有关文献可知我国在这方面的基础理论研究、工程实体抗震试验研究,以及有关计算机专业软件研究都起步较晚,因此建议一方面应该加强有关研究投入,另一方面在规范中应该明确规定复杂结构设计必须进行实体或者模型试验,不能一味迷信计算机计算结果。

      综合以上内容可知,重新编制我国新的核电站抗震设计规范应该是当务之急。

 
 
  我来说两句:网名
  您的联系方式: (电话、手机)
  验证码: 查看评论(0)
网友评论请注意:
遵守中华人民共和国有关法律、法规,尊重网上道德,承担一切因您的行为而直接或间接引起的法律责任。
中国核电信息网拥有管理留言的一切权利。
您在中国核电信息网留言板发表的言论,中国核电信息网有权在网站内转载或引用。
中国核电信息网留言板管理人员有权保留或删除其管辖留言中的任意内容。
如您对管理有意见请用意见反馈向网站管理员反映。
您是从哪里知道本网站的?
网络
报纸
朋友介绍