专利名称：核电站布置结构的制作方法
技术领域：
本发明涉及一种核电站布置结构。
背景技术：
随着核能技术的发展，核电的应用越来越广泛。为了保证核电的安全，通常从纵深防御概念出发，采取多种措施，纵深防御指的是考虑到技术以及组织管理上的失效而设立的多层次防御体系。纵深防御原则是一种贯穿于核电站整个寿期(包括退役在内)各个阶段的各项生产活动的安全设计思想，各层防御都必须有效，并且每一层次都必须作为最后一道屏障来考虑。核电站设计中必须意识到纵深防御的各个层次都可能受到考验，因此必须提供措施以保证其安全目的的实现。AP1000是第三代核电技术，采用二环路的压水型反应堆，它采用非能动安全设施以及简化的电厂设计，从而使核电厂具有良好的可造性、可运行性和可维护性。非能动安全系统是利用日常生活中几乎每天碰到的自然循环、重力和压缩气体膨胀等物理现象和原理，来实现堆芯冷却和安全壳的热量排出，极大地简化了系统，还使操作员的宽限时间增加到72h，是一种创新型的设计。如图1所示，现有技术的AP1000核电技术中，核电站的布置结构主要包括核岛10、 与核岛10紧邻的常规岛11和常规岛11中的防甩击框架12。其中，核岛10是核电站安全壳内的核反应堆及与反应堆有关的各个系统的统称主要包括核蒸汽供应系统、安全壳喷淋系统和辅助系统等。常规岛11是核电站中汽轮发电机组及其配套设施及其所在厂房的总称，其主要功能是将核岛10产生蒸汽的热能转换成汽轮机的机械能，再通过发电机转变成电能。防甩击框架12中布置有核岛10向常规岛11的过渡段，包括一些非核级的设备、 管道等。由于主蒸汽管、主给水管等高能管道需要从核岛10通向常规岛11，其上难免设置有弯头和管道安装连接焊缝等，主蒸汽管、主给水管等高能管道的破管(如在SSE地震、龙卷风等极端情况下)会产生甩管和喷射现象，具有较强的冲击力和破坏力。防甩击框架12 就是用来抵御高能管道破管所产生的甩管和喷射作用。此外，防甩击框架12中还布置有核岛10至常规岛11的各种其他管道、电缆和设备等，在其中核级的管道设备通过安装连接接头在过渡段中过渡为非核级的管道、电缆和设备。但是现有技术的这种布置结构有以下缺点防甩击框架12布置在常规岛11内，仅仅起到抵御高能管道破管产生的甩管和喷射的作用，常规岛11汽机房内其它非核级管道设备的布置必须避开该防甩框架12，从而大大影响了常规岛11汽机房的布置；防甩击框架12虽然布置在常规岛11内，但其结构自成体系，在平面布置上沿常规岛11纵、横方向均分开，从而导致常规岛11主厂房汽机房结构平面布置呈凹凸型，不规则布置将对常规岛11汽机房结构整体刚度产生不利影响；特别是对于AP1000核电技术的高能管道布置更加分散，采用防甩击框架12的范围要求更大，常规岛11的主厂房结构布置将更加不规则，由此造成的常规岛11主厂房的结构布置不合理，结构构件的截面更大，含钢率更高，工程的结构造价更高；在评估常规岛11对核岛10的影响时，整个常规岛11是一体的，进行SSE地震工况下主体结构变形验算计算工作量繁重复杂。特别对于类似AP1000核电技术的、没有参考工程的新核电站的常规岛11主厂房结构，其常规岛11汽机房布置将随着设计进程需不断调整完善。由于防甩击结构12位于常规岛11主厂房之内，每一次常规岛11主厂房布置的调整都将对包括防甩击结构12在内的整个常规岛11主厂房结构进行一次对核岛10的影响的安全评估，其工作量非常繁重，更主要的是将对整个核电工程设计进度造成影响；评估常规岛11对核岛10的影响时，包括防甩击框架12在内的常规岛11主厂房主体结构体量巨大，平面布置不规则，其计算结果的影响因素非常多，为了保证工程安全可靠，应对整个结构的计算均采用保守的计算手段即考虑所有的影响因素来完成整个常规岛 11主厂房主体结构设计，从而造成核电站的常规岛11主厂房结构的工程造价较高；由于防甩击框架12的容积有限，在核电站一些过渡段中的非核级设备也不得不布置在核岛10的厂房内，使核岛10的厂房体积较大，而核岛10的厂房单位结构造价远高于常规岛11的结构单位造价，从而增加了整个核电工程的造价。
发明内容
本发明要解决的技术问题是提供一种核电站布置结构，解决防甩击框架对常规岛的影响所导致的常规岛结构布置不合理、工程造价高、布置调整后的安全评估工作量过大的问题。为解决上述技术问题，本发明提供了一种核电站布置结构，包括核岛和常规岛，还包括位于所述核岛和常规岛之间的第一跨结构，所述核岛和常规岛之间的过渡段中的设备和管道布置在所述第一跨结构中，所述第一跨结构采用钢筋混凝土框架剪力墙结构。可选地，所述过渡段中的管道包括主蒸汽管，在所述第一跨结构中，所述主蒸汽管外依次设置有耗能装置、混凝土墙和柱子。可选地，在所述第一跨结构中，在所述柱子外侧还设置有剪力墙，所述剪力墙的高度小于所述柱子的高度，所述剪力墙的延伸方向垂直于所述混凝土墙的延伸方向。可选地，所述过渡段中的管道包括主给水管，在所述第一跨结构中，所述主给水管周围设置有剪力墙，其喷射作用区域范围内的楼板的厚度大于等于250mm。可选地，所述过渡段中的设备包括事故状态下有放射性的设备和无放射性的设备，所述第一跨结构划分为多个区间，其中设置有事故状态下有放射性的设备的区间的楼板厚度大于设置有事故状态下无放射性的设备的区间的楼板厚度。可选地，所述设置有所述事故状态下有放射性的设备的区间外围设置有厚度大于等于600mm的屏蔽墙，所述屏蔽墙由混凝土砌块砌成。可选地，所述设置有所述事故状态下有放射性的设备的区间的楼板厚度大于等于 450mm，所述设置有事故状态下无放射性的设备的区间的楼板厚度大于等于410mm且小于 450mmo可选地，所述第一跨结构为多层结构。可选地，所述第一跨结构位于地上、地下或部分位于地上，部分位于地下。
与现有技术相比，本发明具有以下优点本发明实施例的核电站布置结构中，将核岛至常规岛之间的过渡段布置在第一跨结构中，所述第一跨结构是核岛和常规岛之间的独立结构，其中容纳有过渡段中的设备和管道。通过采用第一跨结构，可以将现有技术中常规岛内的防甩击框架取消，将核岛和常规岛之间的过渡段从常规岛内完全独立出来并放置在第一跨结构中，可以使常规岛的主体结构的布置更加规则和合理，有利于降低工程造价，而且使得评估常规岛对核岛的影响时的工作量大大下降。进一步的，在第一跨结构中，主蒸汽管外依次设置有耗能装置、混凝土墙和柱子， 来承受主蒸汽管破管产生的甩击力；而且在柱子外侧还可以设置有剪力墙，剪力墙的高度小于柱子的高度，剪力墙的延伸方向垂直于混凝土墙的延伸方向，从而可以降低柱子的计算高度，提高柱子的抗主蒸汽管甩击能力。另外，在第一跨结构中，还在主给水管周围设置有剪力墙，并增大了在主给水管喷射作用范围内的楼板的厚度，以此来承受主给水管的喷射力。此外，第一跨结构中包含多个区间，每个区间的混凝土墙和楼板可以具有不同的厚度，其具体厚度可以根据设置在其中的管道和设备类型来确定。在本实施例中，设置有事故状态下有放射性的设备的区间周围设置有厚度大于等于600mm的屏蔽墙，其楼板厚度大于等于450mm，从而有利于将潜在的放射性物质约束在该区间内，避免其扩散影响周围的其他区间。
图1是现有技术的一种核电站布置结构的平面结构示意图；图2是本发明实施例的核电站布置结构的平面结构示意图；图3是本发明实施例的第一跨结构中-0. (Mm层的部分平面结构图；图4是本发明实施例的第一跨结构中-10. 29m层的部分平面结构图；图5是本发明实施例的第一跨结构中5. 层的部分平面结构图；图6是本发明实施例的第一跨结构中-0. (Mm层的另一部分平面结构图；图7是本发明实施例的第一跨结构中5. 层的另一部分平面结构图；图8是本发明实施例的第一跨结构中10. 709m层的部分平面结构图。
具体实施例方式现有技术中，核岛至常规岛的过渡段往往是设置在常规岛内防甩击框架中的，会对常规岛的布置产生影响，使得常规岛的布置结构不规则、刚度较差，增大了常规岛的面积、提高了工程造价，而且在评估常规岛对核岛的影响时，需要将防甩击框架计算在内，使得计算量非常大。本发明实施例的核电站布置结构中，将核岛至常规岛之间的过渡段布置在第一跨结构中，所述第一跨结构是核岛和常规岛之间的独立结构，其中容纳有过渡段中的设备和管道。通过采用第一跨结构，可以将现有技术中常规岛内的防甩击框架取消，将核岛和常规岛之间的过渡段从常规岛内完全独立出来并放置在第一跨结构中，可以使常规岛的主体结构的布置更加规则和合理，有利于降低工程造价，而且使得评估常规岛对核岛的影响时的工作量大大下降。进一步的，在第一跨结构中，主蒸汽管外依次设置有耗能装置、混凝土墙和柱子， 来承受主蒸汽管破管产生的甩击力；而且在柱子外侧还可以设置有剪力墙，剪力墙的高度小于柱子的高度，剪力墙的延伸方向垂直于混凝土墙的延伸方向，从而可以降低柱子的计算高度，提高柱子的抗主蒸汽管甩击能力另外，在第一跨结构中，还在主给水管周围设置有剪力墙，并增大了在主给水管喷射作用范围内的楼板的厚度，以此来承受主给水管的喷射力。此外，第一跨结构中包含多个区间，每个区间的混凝土墙和楼板可以具有不同的厚度，其具体厚度可以根据设置在其中的管道和设备类型来确定。在本实施例中，设置有事故状态下有放射性的设备的区间周围设置有厚度大于等于600mm的屏蔽墙，其楼板厚度大于等于450mm，从而有利于将潜在的放射性物质约束在该区间内，避免其扩散影响周围的其他区间。下面结合具体实施例和附图对本发明作进一步说明，但不应以此限制本发明的保护范围。图2示出了本实施例的核电站布置结构的整体平面结构示意图，包括核岛20、常规岛21和第一跨结构22，其中第一跨结构22位于核岛20和常规岛21之间，第一跨结构 22中布置有核岛20和常规岛21之间的过渡段中的设备和管道，如主蒸汽管、主给水管、电缆、CCS热交换器、BDS热交换器、CCS泵、BDS EDI模块、ICP变频设备、BDS蒸汽发生器排污热交换器、BDS系统电离除盐单元等等。本实施例中，第一跨结构22是独立于核岛20和常规岛21之外的建筑物，主要采用钢筋混凝土框架剪力墙结构，并进行了相关的结构布置和抗震设计、抗龙卷风设计。此外，第一跨结构22可以是多层结构，每一层可以划分为多个区间，用于设置相应的设备、管道等。第一跨结构22中的各层可以位于地上、地下或者部分层位于地上部分层位于地下。通过第一跨结构22的布置，将核岛20和常规岛21完全隔离开来，既对核岛20起到保护作用，也对常规岛21起到保护作用。对于AP1000核电技术，其核岛20中的部分非核级的设备可以布置在第一跨结构22中，大大减小了造价较高的核岛20的容积。同时在第一跨结构22中也可以既布置核岛20中非核级设备及管道，又布置常规岛21中的部分设备和管道以及二者之间的接口，增加了建筑物容积的利用率，因而使得整个核电站主体结构的总容积减小，核岛的容积减小，核电站的总造价降低。采用了第一跨结构22后，常规岛21中的防甩击框架被取消，使得常规岛21的平面布置结构更加规则和合理。特别是对于AP1000核电技术，规则合理的常规岛21的结构布置减小了结构构件的界面，使得工程结构造价大大降低。本实施例中的第一跨结构22是一个完全独立的结构，无需像现有技术的防甩击框架布置一样考虑常规岛21的工艺布置以及交通走道，因此其结构布置较自由，使得结构布置和结构形式更加合理，从而降低结构工程的造价。由于第一跨结构22将核岛20和常规岛22两个结构完全隔离开来，因而评估常规岛21对核岛20的影响时，只需要对第一跨结构22进行评估，同时常规岛21的任何修改和调整均不影响核岛20的结构，无需对第一跨结构22重新进行核电安全评估，因此第一跨结构22的引入，大大的减小了核电安全的评估范围，减少了常规岛21不断优化调整而引起的评估次数，简化了设计工作量，加快了整个核电工程设计的进度。核安全评估需要对结构在SSE地震、龙卷风等灾害下进行弹塑性验算，并对结构做严格、苛刻的评估，而通过引入第一跨结构22，大大减小了核安全评估的范围，也减少了结构设计计算的影响因素，使得结构设计更加安全可靠，整个结构的计算更加精确，有利于进一步降低核电站常规岛21主体结构的工程造价。另外，第一跨结构22可以采用钢筋混凝土结构、钢筋混凝土墙柱，并可以通过增强楼板的厚度来有效的屏蔽过渡段中具有微量放射性的设备和管道，从而能够代替厚钢板隔离结构，降低工程造价。图3至图8示出了本实施例的第一跨结构中各层的部分平面结构图，下面结合图 3至图8进行详细描述。需要说明的是，图3至图8中所标出的具体数值的单位为mm，虽然在图中给出了具体数值，但是在其他具体实施例中，根据实际应用的需要，可以对所给出的具体数值进行调节，在此不应看作是对保护范围的限定。此外，在图3至图8的左侧具有带圆圈的标号，如Τ. A、T. B、T. C、T. D、Τ. Ε、T. F，其中相同的标号表示水平面内沿横向方向的同一参考线，图3至图8的下侧具有带圆圈的标号，如T. 0、T. 1，其中相同的标号表示水平面内沿纵向方向的同一参考线。参考图3，图3为第一跨结构中-0.0 !层(本文中负号表示地下，正号表示地上) 的部分平面结构，第一跨结构中设置有主蒸汽管30，主蒸汽管30外依次设置有耗能装置 31、混凝土墙32和柱子33。考虑主蒸汽管30破管时产生的甩管和喷射作用，耗能装置31 可以缓冲和吸收甩管时产生的破坏力，使得甩管的打击动能减少，从而减少作用在混凝土墙32上的力。进一步的，通过在混凝土墙32外侧设置柱子33，可以进一步抵挡破管时的甩击力。此外，喷射力可以由常规岛汽机房主体结构的墙体来承担，这样使作用力由两种结构分开承担，是结构都处于安全状态，保证核岛的安全。图4示出了-10. 29m层的部分平面结构，同时结合图3，柱子33的外侧(即远离混凝土墙32的一侧)设置有剪力墙34，其高度小于柱子33的高度，其延伸方向垂直于混凝土墙32的延伸方向。换言之，剪力墙34顶住了柱子33的下半部分，有利于承受主蒸汽管30 破管产生的甩管作用，另一方面，还可以减小柱子33的计算长度。参考图5，图5是5. 299m层的部分平面结构，本实施例中的第一跨结构中还设置有过渡段中的主给水管(图中未示出)，在主给水管周围设置有剪力墙，而且在其喷射作用区域范围内的楼板35的厚度大于等于250mm，以承受主给水管破管时的喷射作用。本实施例中第一跨结构划分为多个区间，分别用于设置相应的管道和设备等，其中，设置有事故状态下有放射性的设备的区间的楼板厚度大于设置有事故状态下无放射性的设备的区间的楼板厚度。参考图6至图8，图6是-0. (Mm层的平面结构，图7是5. 299m 层的平面结构，图8是10. 709m层的平面结构。其中，区间40中设置有事故状态下有放射性的设备，如BDS蒸汽发生器排污热交换器、BDS系统电力除盐单元等，由于在事故状态下会有微量的放射性，为了将放射性物质屏蔽在区间40内，区间40的外围设置有厚度大于等于600mm的屏蔽墙36，屏蔽墙36由混凝土砌块砌成，而且区间40的楼板37的厚度大于等于450mm。而区间40以外的区间，即设置有事故状态下无放射性的设备(如CCS热交换器、 BDS热交换器、CCS泵、ICP变频设备等)的区间，其楼板厚度大于等于410mm，小于450mm。通过对不同的区间设置不同厚度的楼板和屏蔽墙，一方面能够将事故状态下的放射性物质屏蔽约束在较小的区间内，另一方面又有利于减小整个工程的造价。对于本实施例中的第一跨结构形式和布置特点，发明人采用了 Pushover分析方法进行了 SSE地震作用弹塑性变形验算。Pushover与地震反应谱相结合，是一种结构非线性地震响应的简化计算方法，能够计算出结构从线弹性、屈服一直到极限倒塌状态的内力、 变形、塑性铰位置和转角，找出结构的薄弱部位，甚至能够得出比非线性时程分析更多的重要信息。通过Pushover分析，本实施例中经过优化调整的第一跨结构，能够承受预定的地震烈度，保证了第一跨结构的安全可靠。此外，发明人还进行了龙卷风作用的分析。龙卷风对核电站产生的破坏作用主要有两方面极高速风的冲击作用；龙卷风中心通过时产生的突然气压降。结合第一跨结构通过国家核安全法推荐的龙卷风风速场数值模型和目前国际上流行的风速场数值模型，并对两种数值模型进行了对比，给出风速场数值模型对应的气压场数值模型；再研究风速场和气压场对建筑物的作用模式，得到计算节点风荷载时程的计算方法。根据厂址区域龙卷风的设计基准参数，结合风荷载体型系数的研究结果，计算得到常规岛第一跨的龙卷风荷载。通过对龙卷风荷载作用的变形验算，局部调整不满足要求的构件，确保不对核岛辅助、 附属厂房产生影响。综上，本实施例的第一跨结构可以解决核岛和常规岛汽机房主体结构之间设备、 管道、电缆桥架、暖通风管等机电工艺布置问题，为常规岛的设备安全稳定运行提供良好工作环境，同时对于核岛有形成了一个安全可靠的屏障，隔离常规岛过渡段在极端条件下 (比如SSE地震、龙卷风、常规岛设备破管等)，对核岛及常规岛主厂房产生的影响，为核电厂的安全稳定的运行提供保障。另外在第一跨的一些设备和管道中存在一些微量辐射物质，通过第一跨的结构布置也可以将这些微量辐射物质约束在一定区域中，防止其扩散影响周围的环境。虽然本实施例中的第一跨结构是应用于AP1000核电技术的，但是该思想也可以推广至其他核电技术中。本发明虽然以较佳实施例公开如上，但其并不是用来限定本发明，任何本领域技术人员在不脱离本发明的精神和范围内，都可以做出可能的变动和修改，因此本发明的保护范围应当以本发明权利要求所界定的范围为准。
权利要求
1.一种核电站布置结构，包括核岛和常规岛，其特征在于，还包括位于所述核岛和常规岛之间的第一跨结构，所述核岛和常规岛之间的过渡段中的设备和管道布置在所述第一跨结构中，所述第一跨结构采用钢筋混凝土框架剪力墙结构。
2.根据权利要求1所述的核电站布置结构，其特征在于，所述过渡段中的管道包括主蒸汽管，在所述第一跨结构中，所述主蒸汽管外依次设置有耗能装置、混凝土墙和柱子。
3.根据权利要求2所述的核电站布置结构，其特征在于，在所述第一跨结构中，在所述柱子外侧还设置有剪力墙，所述剪力墙的高度小于所述柱子的高度，所述剪力墙的延伸方向垂直于所述混凝土墙的延伸方向。
4.根据权利要求1所述的核电站布置结构，其特征在于，所述过渡段中的管道包括主给水管，在所述第一跨结构中，所述主给水管周围设置有剪力墙，其喷射作用区域范围内的楼板的厚度大于等于250mm。
5.根据权利要求1所述的核电站布置结构，其特征在于，所述过渡段中的设备包括事故状态下有放射性的设备和无放射性的设备，所述第一跨结构划分为多个区间，其中设置有事故状态下有放射性的设备的区间的楼板厚度大于设置有事故状态下无放射性的设备的区间的楼板厚度。
6.根据权利要求5所述的核电站布置结构，其特征在于，所述设置有所述事故状态下有放射性的设备的区间外围设置有厚度大于等于600mm的屏蔽墙，所述屏蔽墙由混凝土砌块砌成。
7.根据权利要求5所述的核电站布置结构，其特征在于，所述设置有所述事故状态下有放射性的设备的区间的楼板厚度大于等于450mm，所述设置有事故状态下无放射性的设备的区间的楼板厚度大于等于410mm且小于450mm。
8.根据权利要求1所述的核电站布置结构，其特征在于，所述第一跨结构为多层结构。
9.根据权利要求1所述的核电站布置结构，其特征在于，所述第一跨结构位于地上、地下或部分位于地上，部分位于地下。
全文摘要
本发明提供了一种核电站布置结构，包括核岛和常规岛，还包括位于核岛和常规岛之间的第一跨结构，所述核岛和常规岛之间的过渡段中的设备和管道布置在所述第一跨结构中。本发明降低整个核电站的工程造价，减少安全评估时的工作量。
文档编号E04H5/02GK102287062SQ20111018734
公开日2011年12月21日 申请日期2011年7月5日 优先权日2011年7月5日
发明者周建章, 干梦军, 张建成, 徐勍, 林少波, 章骏华, 郑兆平, 陈飞 申请人:中国电力工程顾问集团华东电力设计院