核电厂LOCA事故荷载效应概述

杨熙,李智,刘建辉,张雄谦

（中国核电工程有限公司河北分公司  河北  石家庄  050000）

摘要：LOCA事故是核电厂运行中发生概率极小的一种事故，但由于其后果极为严重，进行LOCA事故对结构的荷载效应分析是极其必要的。LOCA事故引起了反应堆厂房内部结构出现断裂荷载、压差荷载和温度作用，针对上述荷载和荷载效应进行研究，同时对所采取的计算方法进行探讨，得到了一种反应堆厂房内部结构LOCA事故荷载效应的计算方法。

关键词：LOCA事故；断裂荷载；压差荷载；温度作用

1   概述

核电厂LOCA事故又称失水事故，属于Ⅳ类工况事故，Ⅳ类工况事故被认为是极不可能出现的。虽然其发生概率小，但由于其存在着放射性物质大量释放的潜在严重后果，所以这一类事故对反应堆安全的影响必须加以研究。为了保证核电厂的安全运行及包容性，任何一个Ⅳ类工况事故都不得导致缓解事故后果所必须的系统丧失其响应的功能，包括安全注入系统的功能，反应堆冷却剂系统（RCS）的功能和安全壳建筑物不得受到其他损坏。

核电厂的反应堆厂房内部结构位于内层安全壳内，是反应堆厂房的主要组成部分之一。主要用于支承一回路、主给水系统、主蒸汽系统的主要设备及其辅助设备，并提供人员的放射性防护。

2   荷载作用

LOCA事故是一回路管道出现断口破裂时，在安全壳内产生高温、高压的蒸汽的事故，该事故在反应堆运行期间随时有可能发生，运行期间仅考虑一次 LOCA 事故发生。

LOCA事故的发生直接产生断裂荷载，相继发生隔间内压力上升的情况，产生压差荷载，同时安全壳内温度上升，出现较大的温度荷载。

2.1 断裂荷载

LOCA事故发生后，将直接导致管道所连的设备受力发生改变，影响本设备的部分或所有支承上的荷载发生改变，由于管道断裂导致一回路支承产生的作用力统称为断裂荷载。

LOCA事故产生的破口位置共考虑五处，包括热段余排接管（R1）、冷段安全注射箱接管（R2）、冷段安全注射管接管（R3）、热段安全注射管（R4）和蒸汽发生器主给水管（R5）。由于不同的支承方向不同，五种破口下共有 30 种子组合。

2.2 压差荷载

压差荷载是指在LOCA事故下蒸汽发生器隔间或主泵隔间产生的与相邻房间的压差，主要考虑隔间内安注泵入口接管单端断裂的情况。

（1）蒸汽发生器（SG）隔间

在蒸汽发生器隔间内发生安注泵入口接管单端断裂后在破口区的最大压差为 0.00679 MPa（绝对），最大压力 0.151 MPa（绝对）。

（2）主泵（RCP）隔间

在主泵隔间内发生安注泵入口接管单端断裂后主泵隔室达到了最大压差为0.00748 MPa（绝对），最大压力 0.147 MPa（绝对）。

2.3 温度荷载

核电厂反应堆厂房事故工况主要包括设计基准事故、超设计基准事故和严重事故，分别对应着不同的LOCA事故工况，本节主要分析设计基准事故和严重事故引起的温度荷载。

（1）设计基准事故下温度荷载

设计基准事故下分别考虑安全壳内大气温度的变化和设计基准事故下内置换料水箱内水温的变化。

（2）严重事故下温度荷载

在进行严重事故下的安全壳内环境分析时，事故序列主要包含了全场断电、一回路大破口、一回路50mm小破口、一回路9.5mm小破口、波动管破口和二回路主蒸汽管道大破口等，同时考虑了安注箱、CIS系统、PCS系统是否可用等情况。全场断电和二回路主蒸汽管道大破口不属于反应堆厂房内部结构LOCA工况，分析时采用了包络这两种事故的温度荷载。

3   荷载效应分析

3.1 断裂荷载分析

断裂荷载是LOCA事故下最直接的响应，由于管道的断裂，主泵的支承、阻尼器和蒸汽发生器的支承上的荷载发生突变，通过对相关荷载数据进行分析，可知：

（1）在每个环路的30种子组合中，所有支承处最大荷载出现在冷段安注箱接管断裂（R2）的情况下，出现位置为蒸汽发生器（SG）上部横向支承；

（2）在30种子组合中，破口位置为冷段安注箱接管断裂（R2）的组合最多，为15种，其次为R5、R1、R3，分别为9种、4种、2种，R4出现的次数为0，可知热段安注管断裂（R4）产生的荷载被其他组合包络；

（3）在30种子组合中，蒸汽发生器下部横向支承B1、B2、B5、B6上不产生荷载，荷载值为0，LOCA工况对这部分支承不产生作用。

3.2 断裂荷载效应组合

对于断裂荷载，即管道断裂对一回路支承产生的作用力，由于LOCA事故单独发生的概率极低，通常是由其他外部作用引起的，在荷载组合时考虑LOCA事故与地震工况同时发生的工况，对LOCA事故下的作用和SSE工况下的作用进行SRSS组合，即

其中，LOCA为LOCA事故产生的一回路的支承反力，SSE为SL-2地震下产生的一回路支承反力，组合后LOCASSE的正负号与LOCA的符号保持一致。

3.3 压差荷载分析

计算中，对三个环路的蒸发器隔间、主泵隔间的相关墙板分别施加均布压力，一共 6 种工况，与其他荷载工况进行组合。

《核电厂厂房设计荷载规范》关于异常运行下的荷载效应组合中，设计压力 Pa 的荷载系数为 1.25，该系数同 ACI349-06 中的荷载系数相同。RG1.142 中建议设计压力的系数修改为 1.4，因此在计算隔间压差时，考虑对荷载进行修正。

3.4 压差荷载效应组合

对于压差荷载，实际情况中只考虑一处管道断裂，因此共有6种单工况参与工况组合，由于三个SG/RCP隔间实体隔离，同时施加三个SG隔间的压差荷载不影响最终的计算结果，为了简化计算，考虑简化后的两种单工况参与组合。

3.5 温度荷载效应分析

（1）设计基准事故效应

由于设计基准事故下安全壳内大气的温度和内置换料水箱的水温是随时间变化的，温度波动幅度较大，为准确模拟温度的变化情况，对不同墙体在不同介质下的情况进行单独分析。

根据热传导的理论，对于单层平壁（如混凝土墙或板），在稳定状态下，假定综合给热和导热形式相串联的同一热流为Q，则有传热方程：

           

其中，平壁两侧介质的温度以及它们与混凝土壁之间的综合给热系数分别为t1 、α1，和t2、α2，壁厚S，壁的导热系数为λ，两个壁面F1 和F2的温度分别为ta 和tb。

根据设计基准事故下安全壳内大气温度的变化曲线和内置换料水箱内水温的变化曲线，计算内部结构中不同厚度的结构墙、板温度分布情况。

事故发生初期，由于混凝土的热惰性，以及混凝土外侧不同介质（空气和水）的传热系数不同，靠近水的一侧，混凝土温度升温较快，而另一侧升温较慢。随着时间的发展，构件截面的温度分布曲线逐渐平缓。当温度分布曲线斜率较大时，构件单元的弯矩相对较大，达到最终状态时，构件截面温度基本一致，其轴线方向平面内膜力最大。

ANSYS软件中，采用Section设置单元实常数，将截面分为5层，输入不同节点对应的温度。若考虑温度作用下截面开裂的影响，需要对温度作用计算得到的内力进行折减。

（2）设计基准温度荷载效应组合

一般情况下，温度上升的效应并不马上与 LOCA 工况下其他效应组合叠加。这是由于混凝土的热惰性，结构并不立即承受温度引起的效应。

为了得到构件的相对较大内力，并提高计算效率，根据构件随时间的温度变化曲线和构件不同厚度温度分布曲线，最终选取了结构构件单侧或双侧温度最高、结构构件两侧温度较高、温度曲线与坐标轴包络面积较大以及构件温度发展的最终状态几种情况进行分析。

3.6 荷载组合

根据《核电厂厂房设计荷载规范》，LOCA事故对应的不利荷载组合为异常运行+极端环境，即：

 D+ L+ Ta + Ra + Pa + Rr + E2       

考虑各种工况的分项系数和组合系数后，反应堆厂房内部结构在LOCA事故下的荷载组合为：

1.0DD01+1.0DD02+1.0*0.35*SH+1.0L±1.0E2+1.0*0.35*Ta+1.0*LOCASSE+1.0Pa          

其中，DD01为结构自重，DD02为静水压力，SH为收缩作用，L为活载，E2为SSE，Ta为设计基准事故引起的温度作用，LOCASSE为LOCA工况下的支承反力和 SSE 地震作用下的支承反力组合，Pa为设计基准事故引起的压力，考虑三个环路，可得到1800种组合。

4 结论

（1）本文研究了反应堆厂房内部结构在LOCA事故下的荷载效应和荷载效应组合，为进行内部结构厂房在LOCA事故作用下的计算和分析提供了方法。

（2）对于压差荷载，由于SG隔间与RCP隔间的实体隔离效果，可采用简化的荷载组合方案，可减少三分之二的工况组合数量。

（3）对于内置换料水箱墙体，由于混凝土的热惰性，在设计基准事故下的温度作用下，采用时程分析得到温度进行分层加载更符合实际情况，是合理的。

参考文献

[1] GB 50267-2019核电厂抗震设计标准[S].北京:中国计划出版社，2019.

[2] GB 50010-2010 混凝土结构设计规范[S].2015年版.北京：中国建筑工业出版社，2015.

[3] ASCE Standard 4-16, "Seismic Analysis of Safety-Related Nuclear Structures," American Society of Civil Engineers, 2017.

[4] NB/T 20105-2019 核电厂厂房设计荷载规范.2019年版.国家能源局，2019.

[5] NB/T 20194-2012 压水堆核电厂辐射屏蔽设计准则.2012年版.国家能源局，2012.

[6] 核动力厂设计安全规定(HAF102-2016) [M].国家核安全局,2016.

---

 作者简介：杨熙，高工，Email：[e-mail]