04夏祖讽-核电厂预应力安全壳结构设计研究三十年.doc

中国预应力技术五十年暨第九届后张预应力学术交流会论文 2006年 核电厂预应力安全壳结构设计研究三十年 夏祖讽 王明弹 王天真 王晓雯 黄小林 顾俊康 （上海核工程研究设计院， 上海200233） 摘 要 本文介绍了上海核工程研究设计院从事预应力安全壳结构设计研究工作历时三十年，不断实践，改进探索的经验，可供核电工程及普通民用预应力结构工程设计作重要参考。 关键词 预应力混凝土、安全壳、研究、设计 1前言 自1976年初秦山核电工程决定采用预应力混凝土安全壳结构以来至2006年5月完成了第三代安全壳结构模型的拟动力试验，我院自主设计的预应力安全壳已经一步一个脚印走完了凝结着设计院两代人心血的三十年历程。 为了确保安全，核电厂主厂房的围护结构设计成密闭的保护屏障称作安全壳。在出现失水事故时能够有效地密闭反应堆厂房内的放射性物质，使周围环境免遭污染。众所周知，美国的三哩岛核电厂的事故性质与前苏联的切尔诺贝里相似，但三哩岛的核事故并未造成任何人员伤害。这之中，三哩岛核电厂所设置的预应力安全壳功不可没。 秦山核电厂的安全壳是带浅穹顶有环梁及平底板的立式圆筒形组合壳体结构，内径36m，总高59.6m，筒壁及穹顶厚度除局部加强部位外均为1m，混凝土为C40。筒体部分设有环向及纵向预应力钢束。穹顶部分布置了三组互成120的三层钢束锚固在环梁的外侧。 秦山核电厂的预应力混凝土安全壳自1988年底建成后，通过实体加气压实施结构整体强度验证试验和整体泄漏率试验，均未发现混凝土壳体表面出现结构裂缝，计算变位与实测吻合，压力消失24小时后变形测点的位移恢复在90～99，显示出良好的结构弹性。设计的整体允许泄漏率为每昼夜3‰（热态）相当于冷态试验条件合格值为1.65‰而实测值仅为0.45‰，1996年及2004年又作了两次整体泄漏率的在役检查仍为合格。证实秦山厂预应力混凝土安全壳结构设计是完全成功的。对秦山厂的安全壳，我院曾作过龙卷风及飞机撞击分析〔2，4〕，也作过极限承载力分析及模型试验研究（5，6）。 秦山核电厂设计结束后，我院又承担我国出口巴基斯坦的恰希玛核电厂的设计任务。总的来说，恰希玛核电厂是秦山核电厂的翻版，但恰希玛的地基属于砂性沉积层，这与秦山的基岩完全不同，其次是地震强度几乎比秦山要高一倍。恰希玛核电厂一期的安全壳已于1997年初建成，2006年初，二期工程也已正式开工兴建。 夏祖讽，男，1941年5月生，研究员级高级工程师，全国工程设计大师。 部分研究项目来自国防科工委资助。 为保证我国核电建设和核能技术的可持续发展，一九九八年，由国防科工委组织开展 实施了“先进压水堆核电厂关键技术研究”的系列科研课题的攻关工作。“先进核电厂安全壳设计性能分析与试验研究课题”作为其中主要的一个单项，由上海核工程研究设计院承担。经过近两年的时间，在“九五”末期完成了课题的绝大部分工作，由于经费原因，其中收尾工作于2005年下半年重新启动，至2006年五月最终完成。 2恰希玛核电厂预应力混凝土安全壳的设计改进 2.1分析计算中的改善 由于时代的进步，我院的设计硬件和软件都比十几年前设计秦山厂安全壳时有了很大的改善。在恰希玛厂的分析中我们是对这一复杂的组合壳体的整体（包括大开孔及扶壁等）直接选用细分格的壳体单元模型作静、动态的应力分析，并一次按规范的要求作十余种荷载组合来得出任意截面的最大内力，既提高了分析精度又加快了分析进度。 2.2预应力钢束的配置改善 当初对秦山厂配置预应力钢束时的指导思想是完全立足国内，故单束的承载力限制到200～300吨，并对当时国内流行的几个锚具体系也都通过试验筛选过一遍。根据安全壳承载需要，只能在安全壳筒壁处设置双层的水平束及竖向束，每层分别为10根及9根f15.7钢铰线为一束，这给施工带来诸多不便。 恰希玛核电厂安全壳钢束配置是同一截面的两束合并，选用19根为一束的钢绞线，加上筒壁高度比秦山缩减5.5m，整个安全壳预应力钢束的总束数从原先1009束变成485束。 2.3钢束伸长控制的改善 由于预应力混凝土安全壳带有许多大小不一的开孔贯穿件，筒壁部分的预应力孔道往往具有双向空间曲率，而且水平方向的总包角也超过240，对张拉要求严格实行双控。通过秦山厂安全壳1000多束张拉实践看，极端的最大偏差最高也不过达到-10～15，与我院原先给定的计算值相比，大部分钢束的实测伸长值的平均偏差都为7～8。恰希玛核电厂的预应力钢束设计中，我们适当调低了整束钢束的计算弹性模量以取代过去按单根钢绞线弹性模量值的计算办法，实测的钢束伸长值与我们原先给定的计算值吻合良好，大多数钢束的实测偏差为1～2，部分束的极端最大偏差为-5～10，全部485束钢束的伸长偏差均落在我们原定的目标中。这一成绩的取得当然与施工单位华兴公司能严格按操作要求执行分不开。 2.4 材料及构造方面的改善 在秦山厂安全壳的1千多束孔道中，穿束前尚发现约有8根孔道内径缩减超过原定的标准。最后经过多方努力，尚有4根孔道只能少穿1根钢绞线。孔道内径的缩减主要是施工中接头的漏浆，但也不排除当时采用的波纹管f950.3mm的壁厚太薄。恰希玛厂的钢束孔道波纹套管的壁厚增至0.6mmf1080.6mm，穿束中发现的内径缩减情况就轻微得多，所有孔道中均穿满了设计所要求的19根钢绞线。 在秦山厂安全壳的设计时，绕大开孔的双向曲率钢束孔道均采用薄壁波纹管。在恰希玛核电厂的安全壳大开孔周边的钢束孔道全部采用薄壁钢管f1083mm，这些部位混凝土密实性就有可靠的保证。 为控制混凝土裂缝，在秦山厂的安全壳混凝土中，主要的技术措施之一还是加了粉煤灰，秦山厂安全壳的外表迄今为止尚未发现肉眼可见的明显裂缝这还是值得庆欣的。而恰希玛核电厂厂址处在巴基斯坦炎热干燥的沙漠边缘，最高气温为50℃，白天和晚上温差大。附近从法国引进的但尚未完工的某工程的混凝土结构开裂十分普遍，更为可怕的是整个巴基斯坦国内没有粉煤灰。经过请教上海建筑科学研究院的专家，我们决定选用当地现场大量的石灰石加工成磨细的石灰石粉以代替粉煤灰的作用并采用缓凝型高效减水剂复合掺加技术，可明显改善新拌混凝土的可浇筑性，降低水化热引起的绝热温升，从而有助于保障施工质量。恰希玛的安全壳结构，迄今除了在个别钢筋保护层厚度上的干缩裂缝外，尚未发现结构性裂缝，经受住如此炎热干燥的严峻条件的考验，在巴基斯坦争得良好的信誉。 3先进核电厂安全壳设计性能分析与试验研究课题的概况 3.1研究目的 我国在安全壳研究和设计方面起步虽晚，但自七十年代中开始至今，上海核工程研究设计院已自主设计了两个第二代安全壳，并且都是一次打压检验通过，缩短了我们国家在安全壳结构设计方面同国际间的差距，在研究、设计及工程实践方面积累了自己的经验和资料。九十年代末，国家计划重点发展百万千瓦级的核电厂，这就要求安全壳结构的设计又要上一个新台阶。针对国外已开始研究和建造了竖向采用倒U字型束的第三代安全壳，结合我们自己第二代安全壳的经验和理论分析水平，研究设计先进的核电厂安全壳，为国产化百万千瓦级压水堆核电厂CNP1000标准机型设计研究打好技术基础，也使我们国家的预应力混凝土安全壳的设计达到世界先进技术水平。 3.2研究内容、分工及关键技术 按照本课题的可行性研究报告的规划，研究内容实际上分成三大部分，其中 第一部分第三代安全壳的概念设计，它的主要内容是安全壳的主要设计参数以及预应力钢束的实际布置和一些主要的构造。 预应力混凝土安全壳自60年代出现以来，已经经历了从第一代到第二代再到第三代的发展过程，见图1。第三代预应力安全壳结构受力合理并具有良好的经济性（见表1）。 表1 各代预应力安全壳的耗材与经济性比较 钢绞线 总束数 混凝土 普通钢筋 经济性 第一代 1.4 2.5 1.1 1.1 1.2 第二代 1 1 1 1 1 第三代 0.9 0.66 0.85 0.8 0.85 我们综合比较了国外已有的几个典型的第三代预应力混凝土安全壳的设计示例，尽可能把他们各自的优点集中起来，并对严重事故状态下可能出现的超压做了适当的考虑，形成了具有我国特色的第三代安全壳概念设计。 第二部分第三代安全壳结构的主要设计性能分析，它又分成5个专题，其中有2个专题分别是针对安全壳设计的主要外荷载，即失水事故内压及预应力荷载的计算分析报告。其余的专题主要是关注安全壳在严重事故下的行为，把安全壳的结构受力分析从传统的弹性阶段向非线性的塑性状态延伸，关注安全壳的极限承载力。 第三部分模型试验研究部分，它是通过由概念设计确定的安全壳实体作110几何缩尺并采用相同材料制作的模型，实施承受内压直至破坏的试验以及承受设计基准地震动包括裕度地震的试验，为设计性能计算分析作必要的验证。 第一部分 概念设计 上海核工程研究设计院 第二部分 设计内压分析 上海核工程研究设计院 预压应力及张拉顺序分析 上海核工程研究设计院 模型非线性简化分析 上海核工程研究设计院 模型非线性有限元分析 清华大学 安全壳极限承载力分析 上海核工程研究设计院 第三部分 模型试验静态部分 冶金部建筑研究总院 模型试验动态部分 清华大学 课题分工如下 3.3综合结论 先进核电厂安全壳设计分析与试验研究项目先通过两年努力，作了上述前7个方面专题的研究工作。在上海核工院的总体协调下，各个单位从不同的角度和方式、方法对先进核电厂安全壳的设计性能，包括内压事故、严重事故和内压状态的极限承载能力等方面，通过实施110的模型试验及理论计算的分析，均取得了一致的结果，其中对预应力钢束的空间作用计算分析也取得了主要的技术性突破。这表明目前的先进核电厂安全壳的设计是十分合理的，其内压承载力是完全可以信任的，所得出的安全裕度也是足够的，符合国际上2.5的合格标准。在2006年补作的110模型的地震试验是通过计算机加载联动拟动力试验实施的。对两个方向分别加载2.0g及3.0g以模拟实体安全壳结构的0.2g设计基准地震及0.3g裕度地震的试验。试验显示安全壳模型仍展示总体弹性状态而未发现结构性破坏迹象，证实该安全壳具有良好的抗震性能。 4球形预应力混凝土安全壳结构的概念设计 4.1概念设计背景 随着核电厂功率的提高，反应堆厂房建筑空间布置需要也在不断地增大。而安全壳结构在主要荷载事故内压的作用下，圆球安全壳的方案本应是最理想的受力形式。国外在大功率核电厂中也曾采用过内径达60m的钢球安全壳。因此在理念上如能改用球形预应力混凝土安全壳，则既可避免钢球安全壳的厚壁钢材在十几公里长焊缝中的脆性隐患，又保持了球形壳体受内压性能良好的优点，此外也可适应工艺布置的灵活性。对混凝土结构的施工，中国人是强项，它符合中国国情，应是一个更理想的经济、适用、安全型的结构形式。不过把原先钢球安全壳改用预应力混凝土壳，国内外尚未见到有人尝试过。作为核电设计技术储备，我院在2005年下半年开始就利用空余时间，已着手考虑更新型号的球形预应力安全壳的概念设计。 4.2概念设计框架 球形预应力混凝土安全壳内径暂定60m，其内部自由容积可比常规安全壳增加50％，这有助于氢浓度的减低，并能适当减低设计事故压力。安全壳的内壁同样需要设置整体的低碳钢内衬作为气密性薄膜。考虑外压及外部飞射物，壁厚采用1.2～1.5m，混凝土为C50。至于球壳的预应力钢束的布置形式，我们从第三代安全壳的半球顶钢束布置形式受到启发，引伸到全球壳见图2所示，所有钢束均绕360度布置。 作为后张预应力壳体在张拉过程中必然会出现经向内缩变形（概念设计中估算内缩值为5.2mm）。但核电厂安全壳内反应堆内部混凝土结构以及安全壳基础会因这种内缩产生结构间的相互作用，这正是球形预应力混凝土安全壳结构设计中的最大难点。为了减弱这种相互作用，概念设计中基础尺寸已尽量缩小，自重主要传力考虑为一次屏蔽墙正下方大约20m范围，该处还得同时传递有横向荷载引起的大部分水平剪力。而内径约为38m的混凝土圆筒形二次屏蔽墙的根部，部分自重也可透过安全壳的壁厚方向直接抵承基础，但该处的主要功能应考虑传递由地震及其他横向荷载引起的倾覆力矩所构成的一对竖向力偶。此外在我院的概念设计中还对几个关键性的结构构造节点作过初步考虑。 4.3今后设想 球形预应力混凝土安全壳不仅可用于核电厂，而且更可简化推广到其他大型化工压力容器的设计中。如果能取得院外财力资助，该课题能正式立项，立项后的主要工作将集中在以下几个方面 a. 利用反应堆内部结构、球形预应力安全壳及地基基础的详细耦合模型重点分析在球形安全壳的预应力钢束张拉时这三者间的相互作用； b. 精心构思出几个关键性节点的合理构造来适应这种相互作用； c. 对球形安全壳的控制性荷载如事故压力、预应力及地震工况作详细的全壳体分析； d. 认真地实施球形预应力安全壳的模型试验验证，也是开发新型号安全壳必不可少的手段。 5预应力混凝土安全壳结构的设计体会 在预应力安全壳结构设计中，我们以大量的高强度超静定钢束来平衡安全壳结构中的控制性荷载事故内压所造成的壳体薄膜拉力，这在工程中是一种非常经济合理的选择。而预应力钢束在平时所造成的混凝土结构截面上的受压状态又为安全壳的混凝土裂缝控制创造了良好条件。 在预应力混凝土结构的工程设计中，不少结构工程师被我国规范中对预应力结构的繁复计算公式所迷惑，应用中往往望而却步。在76年我院刚接触预应力混凝土安全壳设计时，就从美国设计规范〔8〕中看到预应力的作用即为荷载这样简朴的工程设计理念，于是就把预应力混凝土安全壳当作普通的钢筋混凝土结构来对待，后张预应力作用只不过是结构的外荷载之一，而从结构抗力的一方看，预应力钢束不过是一种高强度的钢筋。我院当时就集中开展大吨位曲线钢束的试验研究〔1，3〕，以此来弄清楚荷载作用并为结构的可施工性提供坚实的基础。八十年代正式工程设计时，预应力作用只简单地看作等效的外压荷载。到了本世纪初，我们在第三代安全壳的预应力作用分析模型中有了新的突破，即对混凝土壳单元则直接沿预应力钢束的空间走向划分，同时在钢束的位置上再设置杆单元，预应力的作用就是通过这些杆单元参照温度作用变化的方式来直接施加，从而可直观真实地模拟任何空间预应力钢束所造成的作用。因此我们向同行建议，对今后任何复杂的预应力混凝土结构，只要采用上述简朴的设计理念，各式预应力结构的设计分析问题就会迎刃而解。 三十年来的实践可以看出，对较为复杂的预应力混凝土安全壳工程项目，如果没有全国诸多的科研单位、高等院校包括施工单位的大力协同，光凭我们设计院的力量是万万不可能的。同时预应力系统锚、机具的迅速发展也为工程的实际实施提供了可靠的保障。近年来柳州欧维姆机械股份有限公司也主动地配合我们的CNP1000第三代安全壳的设计，为推动预应力系统的国产化作了卓越的贡献，在此我们衷心地感谢所有为我们预应力混凝土安全壳工程做出过贡献的每一位朋友，祝他们事业兴旺，身体健康 参考文献 〔1〕第二机械工业部七二八工程研究设计院，大吨位预应力曲线钢丝束的试验研究，土木工程学报，14卷第1期，1981 〔2〕夏祖讽，秦山核电厂核安全结构的抗龙卷风设计，核动力工程，19876 〔3〕夏祖讽等，秦山核电厂安全壳预应力钢束的试验研究，核动力工程，19883 〔4〕左家红等，秦山核电站安全壳在飞机撞击下的整体动力反应，中国核科技报告，原子能出版社，CNIC-00512，SNERDI 0017，1991.8 〔5〕夏祖讽、徐永志、王天真、吴际杓，秦山核电厂预应力混凝土安全壳的结构研究和设计，中国核科技报告，原子能出版社，CNIC-00714，SNERDI-0019，1993.2 〔6〕Xia Zufeng， Test Research Analysis for Ultimatic Capacity of Qinshan NPP PCCV， The Third International Conference on Containment Design and Operation， Toronto， Canada， 1994.10 〔7〕夏祖讽、王天真、顾俊康，预应力混凝土安全壳结构设计的改进，第四届全国预应力学术交流会文集，贵阳，1998.11 〔8〕ACI STANDARD 359-2001 “Code for Concrete Reactor Vessels and Containments” 第一代Palisades 第二代Rancho Seco 第三代Trojan 图1 安全壳的演变 图2 球形预应力安全壳的概念设计