莊初立， 張永山， 汪大洋， 魏陸順， 韓啟浩

（廣州大學(xué)土木工程學(xué)院， 廣州 510006）

0 前言

核能發(fā)電不像化石燃料發(fā)電那樣排放巨量的污染物質(zhì)到大氣中， 核電是一種清潔的能源， 正常運(yùn)行的核電站排放的放射性輻射并不大， 發(fā)展核電可以有效改善我國(guó)的能源供應(yīng)結(jié)構(gòu)， 在應(yīng)對(duì)氣候變化等方面發(fā)揮積極的作用。 根據(jù)國(guó)際原子能機(jī)構(gòu)2011年公布的最新數(shù)據(jù)， 目前全球正在運(yùn)行的核電機(jī)組共442個(gè)， 核電發(fā)電量約占全球發(fā)電總量的16%， 正在建設(shè)的核電機(jī)組65個(gè)。 截止至2012年我國(guó)核電發(fā)電量為980 億千瓦， 不到全國(guó)發(fā)電總量的2%[1]， 與世界核電發(fā)電量的平均水平相距甚遠(yuǎn)， 發(fā)展清潔高效的核能是中國(guó)能源發(fā)展的長(zhǎng)期戰(zhàn)略選擇。

核電站結(jié)構(gòu)的抗震能力是保障核電安全的重要內(nèi)容[2-3]。 近些年來(lái)地震活動(dòng)頻繁， 對(duì)核電站造成了一定的影響， 而這些影響大多是核電站抗震性能不足的體現(xiàn)， 如2007年日本新潟縣發(fā)生里氏6.8 級(jí)地震， 此次地震實(shí)際記錄地震動(dòng)超過(guò)柏崎刈羽核電站設(shè)計(jì)基準(zhǔn)地震動(dòng)， 比該廠地震設(shè)計(jì)基準(zhǔn)高出甚多， 地震發(fā)生后， 4個(gè)運(yùn)行機(jī)組均能實(shí)現(xiàn)自動(dòng)停堆， 但引發(fā)了多起核安全事故。 2011年日本“3.11” 大地震引發(fā)福島兩座反應(yīng)堆發(fā)生故障， 其中第一核電站在地震后發(fā)生爆炸， 造成輻射性物質(zhì)傳播。

隔震技術(shù)已經(jīng)是一種成熟的技術(shù)， 能有效的減輕地震作用， 在建筑工程、 橋梁工程中得到廣泛的運(yùn)用[4-9]， 如昆明新機(jī)場(chǎng)航站樓[10]、 蘆山縣人民醫(yī)院[11]、 港珠澳大橋[12]等。 基礎(chǔ)隔震技術(shù)是指在整個(gè)結(jié)構(gòu)底部與基礎(chǔ)面之間設(shè)置隔震裝置， 柔性隔震層能降低上部結(jié)構(gòu)的地震反應(yīng)， 使結(jié)構(gòu)遭受地震破壞的概率大大減小。 核電站結(jié)構(gòu)采用隔震技術(shù)能提高核電站全系統(tǒng)的抗震性能， 可以有效解決地震不確定性導(dǎo)致的核電站風(fēng)險(xiǎn)， 并可以促進(jìn)核電站設(shè)計(jì)和生產(chǎn)的標(biāo)準(zhǔn)化[13]。

圖1 高阻尼橡膠支座Fig.1 High damping rubber bearing

1 核電站隔震裝置的研發(fā)及性能測(cè)試

為了提供溫度、 壓力和屏蔽輻射， 核電站的建造一般都使用厚鋼筋混凝土墻， 這也造成結(jié)構(gòu)非常笨重及剛度大， 這些特點(diǎn)也使得核電站隔震的想法能夠被實(shí)現(xiàn)， 核電站結(jié)構(gòu)屬于短周期結(jié)構(gòu)可以容易的實(shí)現(xiàn)周期延長(zhǎng)， 而且大剛度的厚鋼筋混凝土墻可以在使用隔震時(shí)幾乎消除上部結(jié)構(gòu)的變形。 核電站的設(shè)計(jì)和建造要求十分嚴(yán)格， 對(duì)抗震性能要求更高， 若核電站采用隔震技術(shù)進(jìn)行設(shè)計(jì)建造， 對(duì)于隔震支座要求具備防輻射、 防高溫等特點(diǎn)， 而核電站結(jié)構(gòu)質(zhì)量極大， 這需要有大直徑的隔震支座， 提供所需承載力之外， 還必須能夠達(dá)到更大的位移同時(shí)保持支座穩(wěn)定。

美國(guó)能源部支持研究的先進(jìn)核項(xiàng)目， 研究了將隔震技術(shù)應(yīng)用于兩個(gè)先進(jìn)的液態(tài)金屬反應(yīng)堆，在文獻(xiàn)[14]中對(duì)鈉冷快堆SAFR（Sodium Advanced Fast Reactor）采用低形狀系數(shù)的高阻尼橡膠支座（如圖1）進(jìn)行隔震， 支座用螺栓及銷(xiāo)釘兩種連接方式， 測(cè)試隔震支座的水平、 豎向的性能及破壞形態(tài)。 試驗(yàn)結(jié)果表明， 水平及豎向隔震頻率分別低于1 Hz 和4 Hz， 從而有效地避開(kāi)了大部分設(shè)備的固有頻率， 在安全停堆地震SSE（safe shutdown earthquake）作用下， 支座的側(cè)向位移為23 cm（191%的剪切變形）， 此外， 用螺栓連接的隔震支座與銷(xiāo)釘連接的隔震支座相比， 證實(shí)螺栓連接的隔震支座具有更大的容許位移和穩(wěn)定性。

圖2 鋼絲加強(qiáng)型空氣彈簧Fig.2 Independent cable reinforced rolling-seal air spring

圖3 液壓三維隔震裝置Fig.3 The 3D base isolation device with hydraulic system and rubber bearing

2000年日本對(duì)快中子增殖反應(yīng)堆FBR（Fast Breeder Reactor）應(yīng)用三維隔震技術(shù)開(kāi)展了一項(xiàng)大規(guī)模的研究， 在文獻(xiàn)[15-23]提出了三種隔震裝置：①滾動(dòng)密封式空氣彈簧； ②鋼絲加強(qiáng)型空氣彈簧（如圖2）； ③液壓三維隔震裝置（如圖3）。 采用三維隔震的FBR 反應(yīng)堆對(duì)隔震裝置的豎向頻率要求小于或等1Hz， 阻尼比在20%~40%之間。 研究從隔震支座的性能（阻尼比、 變形及豎向頻率）、 系統(tǒng)可靠性、 便于維護(hù)、 經(jīng)濟(jì)性等方面， 對(duì)三維隔震裝置進(jìn)行評(píng)估， 得出滾動(dòng)密封式空氣彈簧的性能優(yōu)于另外兩種隔震裝置， 特別是在性能方面適合用于核電站。

韓國(guó)對(duì)第四代反應(yīng)堆應(yīng)用隔震技術(shù)開(kāi)展了研究， 其中文獻(xiàn)[24]對(duì)保障可運(yùn)輸式自持反應(yīng)堆STAR-LM(Secure Transportable Autonomous Reactor)開(kāi)發(fā)了一種新型的三維基礎(chǔ)隔震支座（如圖4 所示）， 文獻(xiàn)[25]對(duì)韓國(guó)第四代堆型KALIMER（600 MW，Korea Advanced Liquid Metal Reactor）使 用 的疊層橡膠支座（如圖5）進(jìn)行性能測(cè)試， 首先， 對(duì)隔震支座所用橡膠進(jìn)行了大量的樣本測(cè)試， 包括剪切動(dòng)態(tài)測(cè)試、 單軸拉伸試驗(yàn)、 等軸拉伸試驗(yàn)及平面（純剪）試驗(yàn)， 再對(duì)縮尺橡膠支座進(jìn)行性能試驗(yàn)，測(cè)試了加載速率、 軸向載荷及加載歷史對(duì)橡膠支座的影響， 進(jìn)行了剪切破壞試驗(yàn)， 為橡膠支座實(shí)際應(yīng)用于KALIMER 反應(yīng)堆隔震設(shè)計(jì)提供真實(shí)的測(cè)試數(shù)據(jù)。

圖4 三維基礎(chǔ)隔震支座Fig.4 The 3D base isolation bearing

2 核電站結(jié)構(gòu)隔震的抗震性能研究

目前全世界只有40年前設(shè)計(jì)建造的南非Koeberg 核電站和法國(guó)的Cruas 核電站[26-27]使用了基底隔震技術(shù)。 雖然這兩座核電站在經(jīng)長(zhǎng)期使用后均出現(xiàn)了一些問(wèn)題， Cruas 核電站所使用的合成氯丁橡膠隔震支座， 隨著使用年限的增加， 發(fā)生老化， 影響其在地震作用下的性能， Koeberg 核電站則是隔震支座連接部位的機(jī)械性能不佳而被禁止使用， 但不可否認(rèn)隔震支座應(yīng)用于核電站的可行性及有效性[13]。 此外， 法國(guó)南部卡達(dá)拉奇地區(qū)（Cadarache）正在興建的兩座核電站也采用了隔震技術(shù)[28]， 盡管在過(guò)去40年里極少采用隔震技術(shù)來(lái)興建核電站， 但是美國(guó)、日本及歐洲等國(guó)家進(jìn)行了大量的研究[14，29-32]， 以便將隔震技術(shù)應(yīng)用于核電工程的建設(shè)中。

圖5 鉛芯橡膠支座Fig.5 Lead rubber bearing

2.1 核電站結(jié)構(gòu)水平隔震抗震性能研究

文獻(xiàn)[32] 從隔震技術(shù)在建筑和橋梁結(jié)構(gòu)的應(yīng)用中， 指出核電站采用隔震技術(shù)在原理上是合理可行的， 通過(guò)對(duì)核電站假設(shè)研究， 得出隔震后能顯著降低核電站內(nèi)部結(jié)構(gòu)的加速度譜， 間接提高了次級(jí)結(jié)構(gòu)和設(shè)備的安全性。 文獻(xiàn)[33-34]對(duì)隔震后的核電站， 采用數(shù)值和物理模擬進(jìn)行分析， 研究結(jié)果表明， 使用水平隔震后， 能明顯降低核電站輔助系統(tǒng)的地震響應(yīng)。 文獻(xiàn)[35-36]建立了核電站反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)的數(shù)值模型， 對(duì)核電站二次系統(tǒng)結(jié)構(gòu)的抗震性能進(jìn)行分析， 模型采用了16 種不同參數(shù)的隔震支座（摩擦擺支座6 種、 鉛芯橡膠支座6種及高阻尼橡膠支座4 種）與傳統(tǒng)結(jié)構(gòu)進(jìn)行時(shí)程響應(yīng)對(duì)比。 分析結(jié)果表明， 對(duì)于中級(jí)地震及小震，隔震后能極大地降低二次系統(tǒng)結(jié)構(gòu)的抗震需求，而對(duì)于大震， 減震效果不明顯， 使用長(zhǎng)周期的隔震裝置能把二次系統(tǒng)結(jié)構(gòu)的抗震需求最小化。

文獻(xiàn)[37]提出了核電站基礎(chǔ)隔震方法和建議，用有限元分析了核電站在隔震及不隔震情況下的地震響應(yīng)， 指出隔震后的結(jié)構(gòu)響應(yīng)是不隔震結(jié)構(gòu)的1/4~1/5。 文獻(xiàn)[38]采用型號(hào)為HDS.A900 的鉛芯橡膠隔震支座對(duì)核電站安全殼進(jìn)行隔震設(shè)計(jì)， 對(duì)安全殼隔震結(jié)構(gòu)進(jìn)行數(shù)值模擬分析， 分析結(jié)果表明， 可以有效地減小結(jié)構(gòu)加速度、 底部剪力和相對(duì)位移， 且隔震層位移在隔震支座的極限變形之內(nèi)。 文獻(xiàn)[39]對(duì)核電站混凝土安全殼進(jìn)行數(shù)值模擬， 對(duì)比隔震與非隔震安全殼的地震反應(yīng)， 時(shí)程分析結(jié)果表明， 安全殼頂點(diǎn)加速度、 位移及剪力的最大減震率分別為81%、 93.06%和88.96%， 很明顯隔震系統(tǒng)有效的降低了結(jié)構(gòu)響應(yīng)， 此外， 隔震前結(jié)構(gòu)主要運(yùn)動(dòng)是扭轉(zhuǎn)運(yùn)動(dòng)， 采用水平隔震后隔震結(jié)構(gòu)為單純的側(cè)向平動(dòng)。

文獻(xiàn)[40]介紹了美國(guó)通用電氣公司為標(biāo)準(zhǔn)化設(shè)計(jì)液態(tài)金屬反應(yīng)堆對(duì) PRISM（Power Reactor Inherently Safe Module）廠房進(jìn)行隔震設(shè)計(jì)研究， 隔震概念廠房如圖6 所示， 設(shè)計(jì)采用20個(gè)高阻尼橡膠隔震支座支撐40 000 kN 重的上部結(jié)構(gòu)， 支座直徑為132 cm， 高度58.8 cm， 形狀系數(shù)為23， 由于采用的是高阻尼橡膠支座， 故沒(méi)有增加附加阻尼， 為結(jié)構(gòu)提供的側(cè)向及豎向基本周期分別為1.33 s 和0.05 s。 動(dòng)力測(cè)試結(jié)果顯示， 隔震后顯著降低反應(yīng)堆組件的水平加速度響應(yīng)譜， 在安全停堆地震作用下， 支座的側(cè)向位移為19 cm（127%的剪切變形）， 因此， 基礎(chǔ)隔震能夠節(jié)省上部結(jié)構(gòu)的建設(shè)成本和提高結(jié)構(gòu)的抗震裕度。

圖6 PRISM 隔震廠房示意圖Fig.6 The 3D schematic of PRISM isolated plang

文獻(xiàn)[41] 對(duì)國(guó)際革新安全反應(yīng)堆 IRIS（International Reactor Innovative and Secure）中的核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)NSSS（Nuclear Steam Supply System）結(jié)構(gòu)進(jìn)行隔震設(shè)計(jì)研究， 采用基底隔震技術(shù)， 在基礎(chǔ)板與NSSS 底板間共布置了120個(gè)直徑為1 m、 橡膠總高度為84 mm 的高阻尼橡膠支座。 動(dòng)力特性分析結(jié)果表明， 采用隔震技術(shù)的NSSS 結(jié)構(gòu)加速度明顯降低（如圖7 所示）， 相對(duì)位移沒(méi)有明顯增加， 而且采用隔震技術(shù)后顯著改善了地震誘發(fā)的堆芯熔化頻率。

圖7 地面加速度、NSSS 結(jié)構(gòu)隔震前與隔震后頂部加速度對(duì)比Fig.7 Comparison between the ground acceleration and the acceleration at the roof of the NSSS building before and after isolation

文獻(xiàn)[25] 詳細(xì)介紹了韓國(guó)第四代堆型KALIMER（600 MW， Korea Advanced Liquid Metal Reactor）使用基礎(chǔ)隔震技術(shù)的研究， 對(duì)疊層橡膠支座進(jìn)行力學(xué)性能測(cè)試， 對(duì)反應(yīng)堆隔震結(jié)構(gòu)進(jìn)行振動(dòng)臺(tái)試驗(yàn)與數(shù)值仿真結(jié)構(gòu)對(duì)比， 證實(shí)隔震反應(yīng)堆的抗震性能的有效性， 有效的提高了KALIMER 反應(yīng)堆的安全性及結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)的經(jīng)濟(jì)性， 同時(shí)指出三維隔震要比水平隔震更有效果。

水平隔震是最常見(jiàn)的隔震方式， 也是目前唯一應(yīng)用于核電站的隔震系統(tǒng)， 不僅能夠有效的消耗水平地震能量， 減小結(jié)構(gòu)響應(yīng)， 還能提高核電站次級(jí)結(jié)構(gòu)的安全。 然而水平隔震也存在著一些問(wèn)題， 地震動(dòng)作用是多向的， 水平隔震系統(tǒng)不能消耗豎向地震能量， 水平隔震支座的豎向剛度比較大， 地震作用下可能會(huì)產(chǎn)生比較大的效應(yīng)甚至放大效果。 核電站內(nèi)有著復(fù)雜的設(shè)備管線系統(tǒng)，豎向地震作用威脅著核電站設(shè)備管線系統(tǒng)的安全，所以豎向地震作用不能忽略。 隔震結(jié)構(gòu)的主要變形集中在隔震層， 隔震系統(tǒng)與非隔震系統(tǒng)間應(yīng)保持一定的隔震距離， 防止相互間的碰撞， 管線連接應(yīng)采用柔性接頭， 隔震與非隔震系統(tǒng)間的管線連接變形要確保大于隔震層的變形， 這對(duì)于設(shè)計(jì)人員來(lái)說(shuō)是一項(xiàng)大的挑戰(zhàn)。 此外， 核電站反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)一般都十分笨重， 剛度極大， 難以發(fā)揮隔震技術(shù)的優(yōu)越性。

2.2 核電站結(jié)構(gòu)三維隔震抗震性能研究

文獻(xiàn)[24] 研究了將隔震技術(shù)應(yīng)用于STAR-LM反應(yīng)堆， 采用了兩種隔震系統(tǒng)： ①采用水平隔震系統(tǒng)， 高阻尼疊層橡膠支座； ②三維隔震系統(tǒng)，高阻尼疊層橡膠支座串聯(lián)碟形彈簧（如圖4 所示）。結(jié)果表明： 與傳統(tǒng)結(jié)構(gòu)相比， 水平隔震及三維隔震系統(tǒng)都能有效降低樓層水平加速度， 與水平隔震系統(tǒng)及傳統(tǒng)結(jié)構(gòu)相比， 三維隔震系統(tǒng)能降低樓層豎向加速度， 此外， 增加隔震裝置的阻尼， 能減小隔震反應(yīng)堆系統(tǒng)與非隔震結(jié)構(gòu)間的間隙， 但是在1.5~5 Hz 的頻率范圍會(huì)加大樓層加速度。

文獻(xiàn)[42]設(shè)計(jì)了一套由厚層橡膠隔震支座和油阻尼器組成的三維基礎(chǔ)隔震系統(tǒng)， 通過(guò)試驗(yàn)檢測(cè)了三維隔震裝置的力學(xué)性能， 最后進(jìn)行了1/15 縮尺模型的振動(dòng)臺(tái)試驗(yàn)， 結(jié)果表明， 在水平方向與傳統(tǒng)隔震系統(tǒng)具有相同的隔震效果， 而且可以對(duì)廠房?jī)?nèi)部設(shè)備和管道進(jìn)行豎向隔震， 具有較為穩(wěn)定的振動(dòng)特性， 提高了核電站結(jié)構(gòu)的抗震能力。

文獻(xiàn)[18]為商業(yè)FBR 核電站研發(fā)了液壓三維隔震系統(tǒng)， 由一組液壓承載缸連接儲(chǔ)氣裝置與一組搖擺抑制裝置串聯(lián)， 并且每個(gè)疊層橡膠支座下都有一個(gè)承載缸， 共布置270個(gè)隔震裝置， 商業(yè)FBR 的主要隔震規(guī)格是水平向及豎向周期分別為2.8 s 和2 s， 豎向容許位移為±200 mm， 對(duì)反應(yīng)堆隔震結(jié)構(gòu)進(jìn)行縮尺振動(dòng)臺(tái)試驗(yàn)。 試驗(yàn)結(jié)果表明，符合預(yù)期的性能目標(biāo)， 可以明顯地抑制搖擺運(yùn)動(dòng)，降低地震響應(yīng)。 文獻(xiàn)[19]對(duì)滾動(dòng)密封型空氣彈簧和液壓搖擺抑制系統(tǒng)進(jìn)行了振動(dòng)臺(tái)試驗(yàn)研究， 試驗(yàn)結(jié)果表明： ①隔震裝置的特性（固有頻率、 阻尼系數(shù)等）的測(cè)試值與設(shè)計(jì)值幾乎相等； ②測(cè)試的結(jié)構(gòu)最大反應(yīng)與預(yù)測(cè)值相近； ③對(duì)于三向地震輸入液壓搖擺抑制裝置能有效控制結(jié)構(gòu)搖擺反應(yīng)； ④隔震系統(tǒng)能極大的降低豎向加速度（如圖8 所示），證實(shí)這套三維隔震裝置可應(yīng)用于核電站。

圖8 隔震前后豎向加速度譜Fig.8 Response spectrum in vertical direction before and after isolation

文獻(xiàn)[43]為下一代核電站研發(fā)了一種三維隔震系統(tǒng)（獨(dú)立鋼絲加強(qiáng)型空氣彈簧）， 這套系統(tǒng)由鋼絲加強(qiáng)型空氣彈簧、 防搖擺裝置（rocking arresters）及粘滯阻尼器組成， 空氣彈簧外徑、 內(nèi)徑、 高度分別為8 m、 6 m 及3.5 m， 水平及豎向的容許位移分別為1 m 和0.5 m， 將這套系統(tǒng)應(yīng)用于中型鈉冷快堆（medium scaled sodium cooling type FBR），隔震裝置平面布置如圖9 所示， 為了驗(yàn)證這個(gè)系統(tǒng)的性能進(jìn)行了振動(dòng)臺(tái)試驗(yàn)、 結(jié)構(gòu)完整性試驗(yàn)，研究結(jié)果表明， 隔震系統(tǒng)的動(dòng)力特性、 隔震裝置的一階固有頻率、 阻尼力可以作為設(shè)計(jì)方法的評(píng)估參數(shù)， 這套三維隔震系統(tǒng)適用于實(shí)際的核能發(fā)電廠。

三維隔震技術(shù)對(duì)于核電站而言是比較理想的隔震技術(shù)， 能同時(shí)消耗水平和豎向地震能量， 大大提高核電站全系統(tǒng)的抗震性能， 但此項(xiàng)技術(shù)也存在著一些缺點(diǎn)， 到目前為止很少將三維隔震技術(shù)應(yīng)用于實(shí)際建設(shè)中， 主要原因是很難抑制三維隔震結(jié)構(gòu)的搖擺問(wèn)題及豎向隔震裝置的承載力不足， 研發(fā)承載力大和穩(wěn)定力學(xué)性能的的隔震支座，能夠?yàn)槿S隔震技術(shù)在核電站的應(yīng)用創(chuàng)造良好的條件。

圖9 基礎(chǔ)隔震系統(tǒng)在實(shí)際核電站中的布置Fig.9 The layout of base isolation system in the actual power plant

3 核電站結(jié)構(gòu)隔震技術(shù)規(guī)程

隔震技術(shù)在核電站結(jié)構(gòu)上的應(yīng)用， 首先面臨的問(wèn)題是隔震設(shè)計(jì)所需要的核電站隔震結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)規(guī)范。 我國(guó)現(xiàn)行的 《核電廠抗震設(shè)計(jì)規(guī)范》(GB 50267-97)[44]中沒(méi)有隔震結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)方面的內(nèi)容。 而為了保證核電站結(jié)構(gòu)的可靠性， 要保證相關(guān)規(guī)范的可靠和與時(shí)俱進(jìn)。 目前我國(guó)的核電站抗震規(guī)范落后于實(shí)際建設(shè)需要[45]， 近些年來(lái)地震活動(dòng)頻繁，若引發(fā)核安全事件， 將造成重大損失， 因此， 加快修訂我國(guó)核電站抗震規(guī)范已十分緊迫。

為了推進(jìn)隔震技術(shù)在核電工程的應(yīng)用， 2000年日本電力協(xié)會(huì)發(fā)布了世界上第一個(gè)關(guān)于核電站結(jié)構(gòu)的隔震設(shè)計(jì)規(guī)范《核電廠隔震結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)技術(shù)指南》（JAEG 4614-2000)[46]； 2009年日本核能安全機(jī)構(gòu)發(fā)布了《隔震結(jié)構(gòu)審查規(guī)則指南》(JNES-SS-1001)[47]?！逗穗姀S隔震結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)技術(shù)指南》 主要講述了以下幾個(gè)方面： ①對(duì)使用隔震技術(shù)的核設(shè)施按照抗震重要性分為四類(lèi)： As、 A、 B、 及C， 其中As 為最高級(jí)， C 為最低級(jí)； ②隔震設(shè)計(jì)與評(píng)價(jià)的方法；③荷載組合和必需的安全裕度； ④隔震支座及耗能裝置的性能要求， 允許使用三類(lèi)支座:鉛芯橡膠支座、 天然橡膠支座加阻尼器、 高阻尼支座； ⑤輔助系統(tǒng)的設(shè)計(jì)要求(管道、 機(jī)械等)； ⑥隔震支座的質(zhì)量控制和維護(hù)要求。 《隔震結(jié)構(gòu)審查規(guī)則指南》 所編寫(xiě)的規(guī)范條文不僅適用于日本本土也適用于日本以外的國(guó)家， 增加了豎向隔震的內(nèi)容，且不指定隔震裝置的類(lèi)型， 推薦使用被動(dòng)隔震裝置以防地震后失去廠外電力支持。

美國(guó)有著一套完整的核電法規(guī)體系， 但并沒(méi)有專門(mén)針對(duì)核電站隔震設(shè)計(jì)發(fā)布規(guī)范， 而美國(guó)核管會(huì)（NRC）相關(guān)導(dǎo)則指南（RG）中的一些一般性條款在隔震設(shè)計(jì)時(shí)具有重要的參考意義， RG1.60《核反應(yīng)堆設(shè)計(jì)反應(yīng)譜》[48]是一本關(guān)于核電廠選取地震動(dòng)的規(guī)范， 需要指出的是RG1.60 設(shè)計(jì)譜并沒(méi)有考慮場(chǎng)地土類(lèi)型對(duì)反應(yīng)譜的影響， 對(duì)于土層場(chǎng)地和巖土場(chǎng)地采用相同的設(shè)計(jì)譜， 而且RG1.60 所確定的控制地面運(yùn)動(dòng)具有一定的保守性； RG1.208《基于性能的方法確定特定廠址地震地動(dòng)》[49]是用來(lái)確定指定場(chǎng)地的地震動(dòng)反應(yīng)譜規(guī)范， 核電站設(shè)計(jì)所采用的安全停堆地震動(dòng)可以由此得到。 NRC 推薦RG1.208 與ASCE 43-05 一起使用對(duì)核電站結(jié)構(gòu)進(jìn)行基于性能的設(shè)計(jì)[50]， 目前， NRC 在其發(fā)布的一系列核電廠設(shè)計(jì)相關(guān)導(dǎo)則指南的基礎(chǔ)上正在制定專門(mén)針對(duì)核電廠的隔震設(shè)計(jì)規(guī)范[51]。 此外美國(guó)土木工程師學(xué)會(huì)在其新版的ASCE 4 中增加了核電站隔震設(shè)計(jì)的內(nèi)容[50]， 認(rèn)為低阻尼橡膠支座、 鉛芯橡膠支座及由重力提供恢復(fù)力的滑動(dòng)支座適合應(yīng)用于核電站結(jié)構(gòu)， 要求采用時(shí)程分析對(duì)核電站隔震結(jié)構(gòu)進(jìn)行設(shè)計(jì)。

4 核電站結(jié)構(gòu)隔震研究有待解決的問(wèn)題

核電站采用基礎(chǔ)隔震技術(shù)可以在很大程度上提高核電站的抗震性能， 雖然美國(guó)、日本等國(guó)家對(duì)核電站隔震技術(shù)進(jìn)行了大量的研究， 并出臺(tái)了相關(guān)的隔震設(shè)計(jì)規(guī)范， 但未見(jiàn)其在實(shí)際核電工程中應(yīng)用隔震技術(shù)， 目前還存在著一些需要進(jìn)一步研究和改進(jìn)的方面。

（1）隔震技術(shù)能提供優(yōu)于傳統(tǒng)的抗震方案，但目前國(guó)內(nèi)缺少核電站隔震設(shè)計(jì)的相關(guān)規(guī)范， 核電站隔震結(jié)構(gòu)的設(shè)計(jì)、 施工、 驗(yàn)收、 運(yùn)行缺少規(guī)范的指導(dǎo)， 無(wú)法給核電站設(shè)計(jì)人員提供設(shè)計(jì)依據(jù)。

（2）安裝于輻射區(qū)域的隔震支座， 要具有能防輻射， 抗熱的功能， 需要定時(shí)檢查支座的性能，而檢查人員接近的時(shí)間有限， 不利于診斷支座的性能， 目前， 缺少具備上述功能的支座及可以遠(yuǎn)程診斷支座性能的技術(shù)。

（3）核電站內(nèi)部存在大量復(fù)雜的動(dòng)力設(shè)備和管道系統(tǒng)， 不同的設(shè)備及各類(lèi)管線， 在有限的空間縱橫交錯(cuò)， 相互影響， 管道的連接處及支座處在地震作用下容易產(chǎn)生應(yīng)力集中， 從而發(fā)生破壞，有可能造成核事故或危及核電站的安全， 然而目前核電站的研究更多是針對(duì)主體結(jié)構(gòu)的抗震性能研究， 對(duì)于設(shè)備和管線抗震性能的研究比較薄弱。

（4）2011年的日本311 地震引發(fā)巨大海嘯，造成福島核多站多個(gè)機(jī)組發(fā)生停堆， 而應(yīng)急發(fā)電機(jī)也因?yàn)楹[喪失應(yīng)急功能， 最后引發(fā)核泄漏，而我國(guó)核電站基本建設(shè)在沿海地區(qū)， 如何應(yīng)對(duì)地震引發(fā)的海嘯， 及沿海地區(qū)頻發(fā)的臺(tái)風(fēng)， 也是值得研究的問(wèn)題。

（5）三維隔震技術(shù)能有效隔離水平和豎向地震， 能減小傳輸?shù)浇Y(jié)構(gòu)和部件上的地震作用， 而且也會(huì)明顯降低它們之間的耦合影響， 但日前而言此項(xiàng)技術(shù)還未成熟， 需進(jìn)一步研發(fā)， 為核電站的全方位保護(hù)提供可能。

（6）日前我國(guó)正大力興建核電站， 內(nèi)陸發(fā)展核電能源是必然的選擇， 而目前對(duì)于地震發(fā)生的機(jī)理并沒(méi)有完全了解， 斷裂層帶具有潛伏性， 近斷層地震動(dòng)對(duì)核電站隔震結(jié)構(gòu)抗震性能影響的研究很少。 此外， 主余震連續(xù)作用下核電站隔震結(jié)構(gòu)的抗震性能變化及隔震裝置的損傷研究很少。

5 結(jié)語(yǔ)

（1）對(duì)核電站內(nèi)部設(shè)備管線及次級(jí)結(jié)構(gòu)的抗震性能研究較少。 已有的試驗(yàn)研究大多針對(duì)核電站主體結(jié)構(gòu)的抗震性能， 主體結(jié)構(gòu)的抗震性能并不能反應(yīng)核電站整體的抗震性能， 核電站內(nèi)的流體系統(tǒng)、 部件、 管線一旦失效可能會(huì)危及到整個(gè)核反應(yīng)堆的正常運(yùn)作。

（2）近斷層地震動(dòng)及主余震連續(xù)作用對(duì)核電站抗震性能的研究尚少。 近斷層地震動(dòng)的豎向分量可能大于水平分量且具有脈沖特性， 隔震結(jié)構(gòu)對(duì)于脈沖型地震較為敏感， 在脈沖型地震動(dòng)作用下， 結(jié)構(gòu)底部會(huì)產(chǎn)生過(guò)大的變形， 有可能與周邊結(jié)構(gòu)發(fā)生碰撞。 此外， 在主震、 余震多次作用下，隔震裝置和材料是否能持續(xù)工作以保證核電站結(jié)構(gòu)的安全， 是值得研究的問(wèn)題。

（3）對(duì)核電站豎向隔震的研究尚不成熟。 與水平隔震技術(shù)相比豎向隔震發(fā)展緩慢， 整體結(jié)構(gòu)采用三維隔震支座時(shí)， 由于支座剛度較小， 地震發(fā)生時(shí)， 如何解決隔震結(jié)構(gòu)的搖擺問(wèn)題和確保支座的穩(wěn)定性和安全性， 一直是三維隔震長(zhǎng)期沒(méi)有解決的國(guó)際前沿課題。

建議： 以核電站全系統(tǒng)為研究對(duì)象， 通過(guò)理論分析、 數(shù)值模擬和隔震結(jié)構(gòu)振動(dòng)臺(tái)試驗(yàn)相結(jié)合的手段， 深入研究核電站隔震結(jié)構(gòu)的減震機(jī)理、水平與豎向地震反應(yīng)耦合效應(yīng)及其動(dòng)力響應(yīng)控制方法， 以及在強(qiáng)震作用下核電站內(nèi)部設(shè)備、 管線的地震響應(yīng)規(guī)律， 簡(jiǎn)化核電站隔震結(jié)構(gòu)力學(xué)模型，提出近似假定的計(jì)算模型， 建立一套完整的核電站隔震結(jié)構(gòu)的計(jì)算模型， 建立核電站隔震結(jié)構(gòu)的反應(yīng)預(yù)測(cè)方法， 為核電站的建造提供有效解決地震不確定性導(dǎo)致核電站風(fēng)險(xiǎn)的技術(shù)手段， 并可以促進(jìn)核電站設(shè)計(jì)和生產(chǎn)的標(biāo)準(zhǔn)化。

[1] 中華人民共和國(guó)國(guó)家原子能機(jī)構(gòu).全球核電站之最及其分布[EB/OL]//http://www.caea.gov.cn/n16/n1253/n1448/ 301715.html.

[2] 林皋. 核電工程結(jié)構(gòu)抗震設(shè)計(jì)研究綜述(I)[J]. 人民長(zhǎng)江，2011， 42 (19)： 1-5.

[3] 林皋. 核電工程結(jié)構(gòu)抗震設(shè)計(jì)研究綜述(II)[J]. 人民長(zhǎng)江， 2011, 42 (21)： 1-6.

[4] 周福霖. 工程結(jié)構(gòu)減震控制[M]. 北京： 地震出版社，1997： 38-45.

[5] Melkumyan M G. Seismic isolation of civil buildings in Armenia [J]. Progress in Structural Engineering and Materials,2002， 4（4）： 344-352

[6] Martelli A, Forni M. Seismic isolation of civil buildings in Europe[J]. Progress in Structural Engineering and Materials,2005， 1 (3)： 286-294

[7] Fu Lin Zhou.Seismic isolation of civil buildings in the People's Republic of China [J].Progress in Structural Engineering and Materials，2001，3（3）：268-276.

[8] Fujita T. Seismic isolation of civil buildings in the Japan[J].Progress in Structural Engineering and Materials， 1998， 1(3)： 295-300.

[9] Robinson W H. Seismic isolation of civil buildings in New Zealand[J].Progress in Structural Engineering and Materials，2000（2）： 328-334.

[10] 王曙光， 陸偉東， 劉偉慶， 等. 昆明新國(guó)際機(jī)場(chǎng)航站樓基礎(chǔ)隔震設(shè)計(jì)及抗震性能分析[J]. 振動(dòng)與沖擊，2011， 30 (11)： 260-265.

[11] 周云， 吳從曉， 張崇凌， 等. 蘆山縣人民醫(yī)院門(mén)診綜合樓隔震結(jié)構(gòu)分析與設(shè)計(jì)[J]. 建筑結(jié)構(gòu)， 2013， 43（24)： 23-27.

[12] 寧京， 戴建國(guó). 港珠澳大橋的非線性地震響應(yīng)分析[J].長(zhǎng)安大學(xué)學(xué)報(bào)(自然科學(xué)版)， 2011， 31（6）： 31-35.

[13] 謝禮立， 翟長(zhǎng)海. 核電工程應(yīng)用隔震技術(shù)的可行性探討[J]. 地震工程與工程振動(dòng)， 2012， 32 (1)： 1-10.

[14] Tajirian F F， Kelly J M， Aiken I D, et al. Seismic isolation for advanced nuclear power stations [J].Earthquake Spectra， 1990， 6（2）： 371-401.

[15] Inoue K， Fushimi M， Moro S， et al.Development of threedimensional seismic isolation system for next generation nuclear power plant[C]//Proceedings of the 13TH World Conference on Earthquake Engineering. Vancouver:International Association for Earthquake Engineering，2004.

[16] Morishita M， Inoue K， Fujita T. Development of threedimensional seismic isolation systems for fast reactor application[J].Journal of Japan Association for Earthquake Engineering， 2004， 4（3）： 305-310.

[17] Takahashi K，Inoue K，Morishita M，et al. Development of three -dimensional seismic isolation systems for fast reactor applications [C]// Proceedings of the 2005 ASME Pressure Vessels and Piping Division Conference.Colorado：The American Society of Mechanical Engineers，2005.

[18] Shimada Takahiro， Fujiwaka Tatsuya， Moro Satoshi， et al. Study on three-dimensional seismic isolation system for next-generation nuclear power plant: hydraulic threedimensional base isolation system[C]// Proceedings of the 13TH World Conference on Earthquake Engineering.Vancouver: International Association for Earthquake Engineering， 2004.

[19] Shimada Takahiro，Suhara Junji，Inoue Kazuhiko. Three dimensional seismic isolation system for next-generation nuclear power plant with rolling seal type air spring and hydraulic rocking suppression system [C]// Proceedings of the 2005ASME Pressure Vessels and Piping Division Conference. Colorado：The American Society of Mechanical Engineers，2005.

[20] Inoue K，Morishita M，F(xiàn)ujita T. Development of threedimensional seismic isolation technology for next generation nuclear power plant in Japan [C]//Proceedings of the 2004 ASME Pressure Vessels and Piping Conference.California:The American Society of Mechanical Engineers，2004.

[21] Kageyama M， Iba T， Somaki T， et al. Development of cable reinforced 3-dimensional base isolation air spring[C]// Proceedings of the 2002 ASME Pressure Vessels and Piping Conference. Vancouver： The American Society of Mechanical Engineers， 2002.

[22] Kashiwazlki A，Shimada T，F(xiàn)ujiwaka T.Feasibility tests on a three -dimensional base isolation system incorporating hydraulic Mechanism[C]//ASME 2002 Pressure Vessels and Piping Conference. Vancouver：The American Society of Mechanical Engineers，2002.

[23] Suara J， Tadashi T， Okada Y， et al. Development of three dimensional seismic isolation device with laminated rubber bearing and rolling seal type air spring [C]// ASME 2002 Pressure Vessels and Piping Conference.Vancouver：The American Society of Mechanical Engineers，2002.

[24] Yoo B，Kulak R F. Application of seismic isolation to the STAR-LM reactor [C]//Proceedings of the 10TH International Conference on Nuclear Engineering. Arlington Virginia USA：The American Society of Mechanical Engineers，2002.

[25] Yoo B， Lee J H， Koo G H, et al. Seismic base isolation technologies for Korea advanced liquid metal reactor [J] .Nuclear Engineering and Design， 2000， 199： 125-142.

[26] Malushte S R， Whittaker A S. Survey of past isolation applications in nuclear power plants and challenges to industry/regulatory acceptance [C]// Transactions of the 18th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology. Beijing: International Association for Structural Mechanics in Reactor Technology， 2005.

[27] Forni M. Seismic isolation of nuclear power plants[C]//Proceedings of the “Italy in Japan 2011”Initiative Science,Technology and Innovation. Japan：European Nuclear Energy Agency，2011.

[28] Grandis S D， Forni M， Bruyn D D， et al. Seismic isolation of gen IV lead-cooled reactors[C]// Transactions of the 21th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology. New Delhi:International Association for Structural Mechanics in Reactor Technology， 2011.

[29] Fujita T. Seismic isolation rubber bearing for nuclear facilities [J]. Nuclear Engineering and Design，1991，127（3）：379-397.

[30] Kato M, Sato S, Shimomura I. Utilities/Industries joint study on seismic isolation systems for LWR (Part I)experimental and analytical studies on seismic isolation systems[J]. Nuclear Engineering and Design，1991，127：303-312.

[31] Martelli A, Mason P, Forni M, et al. ENEA activities on seismic isolation of nuclear and non-nuclear structures[J].Nuclear Engineering and Design， 1991， 127（ 3）：265-272.

[32] Buckle I G. New Zealand seismic base isolation concepts and their application to nuclear engineering [J] . Nuclear Engineering and Design， 1984， 313-326.

[33] Fan F G，Ahmadi G. Seismic responses of secondary systems in base -isolated structures [J]. Engineering Structures，1992，14：35-48.

[34] Kelly J M. The influence of base isolation on the seismic response of light secondary equipment[R]. Berkeley，California： California Univ.， Berkeley， Earthquake Engineering Research Center， 1982.

[35] Huang Y N, Whittaker A S, Constantinou M C, et al.Seismic demands on secondary systems in base-isolated nuclear power plants [J] . Earthquake Engineering and Structural Dynamics， 2007， 36： 1741-1761.

[36] Huang Y N，Whittaker A S，Kennedy R P，et al.Assessment of base-isolated nuclear structures for design and beyond-design basis earthquake shaking[R]. Buffalo，NY: Technical report MCEER-09-0008， 2009.

[37] Sun L，Gu F Y. A primary study of base isolation technology in NPP[C]//15th SMiRT. K17-2. Korea，1999：359-365.

[38] 侯鋼領(lǐng)， 陳樹(shù)華， 李冬梅. 核電廠安全殼隔震減振分析[J]. 核動(dòng)力工程， 2011， 32 (增刊)： 76-79.

[39] Chunfeng Zhao， Jianyun Chen. Numerical simulation and investigation of the base isolated NPPC building under three-directional seismic loading[J]. Nuclear Engineering and Design， 2013， 265： 484-496.

[40] Tajirian F F， Kelly J M， Gluekler E L. Testing of seismic isolation for the PRISM advanced liquid metal reactor under extreme loads[C]// Proceedings of the 10th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology. San Francisco： International Association for Structural Mechanics in Reactor Technology， 1989.

[41] Formi M， Poggianti A， Bianchi F， et al. Seismic isolation of the IRIS nuclear plant[C]// Proceeding of the ASME 2009 Pressure Vessels and Piping Division Conference. Prague Czech： The American Society of Mechanical Engineers， 2009.

[42] 王濤， 王飛， 丁路通. 核電廠三維隔震技術(shù)的理論和試驗(yàn)研究[J]. 土木工程學(xué)報(bào)， 2012， 45 (增刊)： 238-242.

[43] Kageyama Mitsuru， Hino Yoshihiko， Moro Satoshi.Study on three-dimensional seismic isolation system for next generation nuclear power plant: independent cable reinforced rolling-seal air spring[C]// Proceedings of the 2004 ASME Pressure Vessels and Piping Conference.California： The American Society of Mechanical Engineers， 2004.

[44] 中華人民共和國(guó)建設(shè)部. GB 50267-97 核電廠抗震設(shè)計(jì)規(guī)范[S]. 北京： 中國(guó)計(jì)劃出版社， 1998.

[45] 錢(qián)國(guó)楨， 孫宗光， 倪一清. 對(duì)現(xiàn)行核電站抗震設(shè)計(jì)規(guī)范中若干問(wèn)題的討論與建議[J]. 工程抗震與加固改造，2012， 34 (6)： 111-115.

[46] Japan Electric Association.JEAG 4614-2000， design and technical guideline of seismic isolation structure for nuclear power plant[S].Japan： Japan Electric Association， 2000.

[47] Japan Nuclear Energy Safety Organization. JNES SS-1001, regulatory guideline for reviewing seismic isolation structures（2009 Edition）[S]. Japan：Japan Nuclear Energy Safety Organization，2009.

[48] Nuclear Regulatory Commission. Regulatory guide 1.60，design response spectra for seismic design of nuclear power plants[S].Washington，DC：Nuclear Regulatory Commission，1973.

[49] Nuclear Regulatory Commission. Regulatory guide 1.208，a performance-based approach to define the site-specific earthquake ground motion[S]. Washington，DC：Nuclear Regulatory Commission，2007.

[50] 周志光. 核電廠隔震設(shè)計(jì)相關(guān)規(guī)范的現(xiàn)狀及發(fā)展[J]. 結(jié)構(gòu)工程師， 2013， 29 (5)： 180-187.

[51] Mahin S A. Seismic isolation of NPPs[C]. Berkeley,California: Workshop on Seismic Research Topics for Nuclear Facilities， 2012.