核电厂地基液化问题的评价及工程处理实例

赵德山，方 昊，丘善森

(中广核工程有限公司，广东 深圳 518124)

近年来，随着核电的加速发展，势必会导致核电厂址资源的稀缺，非基岩厂址是缓解厂址资源稀缺的有效途径之一。在厂址的具体评价过程中，非基岩核电厂址需重点关注液化问题，尤其对于核岛地基，因其将影响到核电厂建设、运营期间的安全性和稳定性。对于核电厂的液化评价，除遵照一般行业标准执行外，还要遵照核安全相关的法规导则。本文将结合国内外法规导则对核电厂液化问题的评价进行总结，为我国核电厂的地基液化评价提供参考。

1 土壤液化的判据和基本步骤

对核电厂液化评价的法规导则，目前通用的包括IAEA安全导则、美国NRC RG1.198、US NRC以及我国的核安全导则等。核电厂土壤液化的判据通常涉及具体厂址的参数特征，IAEA安全导则中第NS-G-3.6号中规定在判断液化势时，应考虑的参数通常包括：地层的厚度和变化，各地层的平均相对密度和变化，地面运动相关的水位，考虑实验室条件和野外实际条件差异的修正系数，厂址基准地面运动的等效均匀循环数以及破坏准则等。

NRC RG1.198《评价核电厂厂址土壤地震液化的程序和准则》中规定，对评价厂址是否存在液化势，判据需包括如下的厂址条件特征：厂址地形；厂址地下条件的概念模型，包括岩土性质分类、厂址岩土的形成时代、地下三维土壤分层；代表当前和历史脉动的水位记录；厂址区域和附近区域的液化历史记录、厂址区的地震历史等。

美国核安全管理委员会(US NRC)对液化的评价审查一般分以下三个步骤：⑴ 如果邻近抗震Ⅰ类构筑物和位于抗震Ⅰ类构筑物以下的厂址地基是饱和土，并且潜水面在基岩上部，则需要对该厂址进行液化可能性分析。⑵ 是否需要详细分析，可根据对厂址地层、关键的土壤参数以及安全相关地基的位置进行逐项研究后作出决定。⑶ 如果土壤是可能液化的，则要求取得厂址的未扰动样品，并进行相应的实验室试验。通常采用确定论和概率论的两种方法对液化可能性进行评价，(见图1)。

图1 液化势评价基本步骤

2 核电厂土壤液化的评价方法和评价准则

关于评价方法，IAEA第NS-G-3.6号第3节厂址研究中关于液化势的评价方法主要包括经验方法、传统分析方法和精密分析方法。美国核安全管理委员会(US NRC)评价方法主要包括概率论法和确定论法，与IAEA导则中的传统分析方法和精密分析方法类似。我国核安全导则HAD(101/12)对液化势的评价方法包括经验法和解析法两种，类似于IAEA安全导则中的经验法和传统分析方法(表1)，具体规定如下：

表1 主要法规、导则对液化势评价的方法

经验方法是基于历史地震中的实际表现，利用应力比与标准贯入试验或锥形贯入试验贯入阻力的关系图表来评价液化势。其判别的基本原理是：在宏观地震液化和非液化区域，依据现场试验测得判别指标的数据，通过分析、统计和总结，建立与宏观地震灾害资料之间的关系，得出经验公式或液化分界线来判别液化与否。主要包括标准贯入临界击数判别法(SPT)、锥形贯入试验判别法(CPT)和剪切波速法。各种方法比较见表2。

表2 经验方法评估液化势比较表

传统分析方法是通过比较每层土壤中的循环强度特征与计算的等周期来确定液化势，这类方法以Seed 和Idriss 提出的抗液化剪应力法为代表。该方法是根据室内试验模拟现场条件确定土体的抗液化强度，同时用设计地震资料计算地震动应力指标，比较两者大小判别液化与否。在评价过程中，主要需考虑的因素包括地震幅度、持续时间以及震中距离。地震运动的特征和形式对于土壤响应分析是很重要的，会直接影响分析结果。采用的主要室内试验有：各种类型的循环三轴压缩试验、共振柱试验、循环剪切、循环扭剪、振动台、离心机模型试验等。

精密分析方法是确定试验样品何时“液化”，当作液化作用开始的判据，即孔隙压力开始等于约束压力。在精密分析方法中，基土的构成模型被纳入到非线形分析中，以便直接评价孔隙压力的增加和动态地面反应。在大多数情况下，进行有效应力分析，因为它能够模拟孔隙压力中的时间依赖性变化以及它们对基土特性变化的影响。在这种精密分析中，液化势可根据压力增加或应变增加所选择的地震输入运动直接加以评价。

在详细勘察阶段应首先完成未扰动样品的取样，主要目的是：⑴ 确定土壤的分层以及进一步确定可能液化土壤的范围。⑵ 测量土壤的密度和动态性质，以作为动态响应分析的输入条件。⑶ 如未能获得厂址土壤的详细数据，应重新取得未扰动样品进行实验室试验。

在具体的定量评价过程中，液化敏感度可以用液化发生的安全因子来表示,其定义为：

其中，CRR为周期阻力比，它是土壤可以得到的对液化的阻力，可表示为引起液化所需的周期应力；CSR为周期应力比，它是设计载荷产生的周期应力。

US RG1.198规定：安全因子(FS)≤1.1，为防止液化安全因子的低值；安全因子(FS)≥1.4，为液化安全因子的高值。安全因子(FS)≈1.1～1.4，为介于安全因子的低值和高值之间。

3 地基液化的处理实例

在液化势的评价过程中，应重点评价基岩上覆土层的液化情况。根据评价步骤，应首先进行经验判断，如不能确定是否液化，则应定量计算液化的安全因子，当液化安全因子小于1.1时，则土壤存在液化可能性，应对土层应进行开挖置换或加固，排除液化后，需再进一步评价地基的承载能力和不均匀沉降。

美国沃戈托核电厂位于美国南部的乔治亚州，是一个典型的非基岩厂址，坐落在约100 m厚的沿海平原沉积物上，地层从上到下分别为上部砂层、粘土层、下部砂层和盆地沉积岩。

根据土壤液化的经验判断，沃戈托核电厂址设计地面加速度高、土壤是饱和的砂和粉质砂，土壤含有可变细颗粒组分的砂，地下水位在地面下约10 m左右，上部砂层SPTN平均值为25 bpf，因此存在液化的可能性，下伏的粘土层密度较大，因此该层不涉及液化。

由于上部砂层位于地下水水位以下，通过定性判别，得出的液化安全因子小于1.1，是可能液化的，此外该砂层下伏的石灰岩层含有溶解通道、裂缝和其他不连续面。因此，为保证核电厂址的安全和稳定性，上部砂层和石灰岩将予以去除。选择经压实达到97%最大密度的砂和粉质砂进行回填，通过评价电厂范围内压实回填土的液化可能性，分析指出液化安全因子介于1.9～2，压实土不存在液化势。

4 小结

通过总结国内外法规导则对核电厂地基液化评价的判据，提出了核电厂液化判断的一般步骤，详细比较分析了经验判断法、传统分析法和精密分析法的区别和评价准则，并对不同经验判断法的特征、适用范围等方面进行了比较分析。结合美国沃戈托核电厂址，总结提出了核电厂地基液化评价的方法步骤以及拟采取的具体工程措施。为后续我国非基岩核电厂液化问题的评价，提供了重要借鉴作用。

[1]IAEA.核电厂厂址评价和地基的岩土工程问题.第NS-G-3.6号.

[2]核电厂的地基安全问题(HAD101/12).

[3]US NRC Procedures and criteria for assessing seismic soil liquefaction at nuclear power plant sites RG1.198 November 2003.

[4]US NRC Laboratory investigations of soils and rocks for engineering analysis and design of nuclear power plants RG1.138 Revision 2 December 2003.

[5]Vogtle early site permit application.Revision 1 November 2006.