核电厂建筑物、构筑物和设备按抗震重要性进行分类，进而采取不同的安全检验标准，如表1所示^[5]。

《核电厂抗震设计规范》(GB 50267-97)^[6]根据核电厂中安全壳、建(构)筑物、管道、设备等有关部件对核安全的重要性，将其分为三类物项，Ⅰ类物项、Ⅱ类物项、III类物项(常规物项)。国家核安全局给出的《核电厂的抗震设计与鉴定》(HAD 102/02)规定^[7]：“当一物项根据分析、试验或经验预期会发生破坏、坠落、移位或任何其他的空间反应，并可能危及高类物项的功能时，应选择下列措施之一：1)这类物项必须归入被危及物项的同一类别；2)必须证明低类物项在基准地震动SL-2作用下不会倒塌或不会失去功能；3)被危及物项必须给以适当保护，使之不受危及。对于因其可能危及高类物项而被重新分类的物项，由于仅需保证其结构整体性，可采用较不严格的抗震设计。”

AP1000与CPR1000核电厂的常规岛属于与核安全无关的物项，属于我国《核电厂抗震设计规范》规定的III类物项。核电厂常规岛的特殊之处在于其与核岛布置紧密相邻，其山墙结构在地震中若发生倒塌将可能危及核岛中的电气厂房(I类物项)，因而汽轮发电机厂房抗震设计又存在特殊性。由此可见，只要保证汽轮发电机厂房在SL-2和突发事件作用下核岛侧山墙不倒塌，不危及I类物项的安全，则汽轮发电机厂房完全可按III类物项进行抗震设计。

常规岛结构形式复杂，国内暂还没有针对常规岛结构设计的专门规定，考虑核电工程的重要性，以及业主对常规岛提出的抗震性能要求，采用SL-1级弹性设计，SL-1级弹性设计与不屈服设计的区别如表2所示，SL-1级弹性设计更为严格。

采用SL-1级地面运动(运行安全地震震动，又常称为运行基准地震，500年一遇，与民用建筑抗震的中震水平相当)计算地震作用，其地面运动加速度值为0.1 g(相当于常规地震烈度下的7度中震)；补充SL-2级地面运动(极限安全地震震动，又常称为安全停堆地震，万年一遇)作用下的结构弹塑性变形验算，保证在SL-2作用下不倒塌，在本CPR二代半堆型的核电常规岛主厂房设计中，极限地震SL-2的校核按该厂址设计数据文件取为0.2 g。

采用SAP2000有限元软件进行空间整体模型分析计算，此CPR二代半堆型常规岛主厂房模型如图1所示。在整体模型中包括常规岛内主要结构构件，如混凝土主体框架、汽机房各层平台、辅助间、润滑油室、钢结构屋面以及防甩结构等。配筋计算中考虑恒载、工艺荷载、吊车荷载、风荷载、地震作用、主蒸汽管道与主给水管道的事故工况下甩击荷载、楼面活荷载、屋面活荷载等。完成配筋设计后，按照施工图调整SAP2000配筋为实际配筋，依据施工图的配筋生成实际的塑性铰模型参数，在此基础上，进行下一步的Pushover分析(静力推覆分析)。

图  1  主厂房模型

Figure 1.  The Model of Main Power Building

由图2可知能力谱与需求谱相交求得的性能点基本处于弹性段内，图3可知结构在SL-2级地震作用下塑性铰分布，在SL-2级地震作用下，核岛侧主要构件基本处于完好状态，不会由于核岛侧山墙的倒塌而影响核岛的安全。

图  2  SL-2级地震下能力谱与需求谱曲线

Figure 2.  The Capacity Spectra and the Demand Spectra of SL-2 Level

图  3  Pushover分析下的铰分布图

Figure 3.  Plastic Hinges Distribution Under the Pushover Analysis

(

针对本CPR二代半堆型的核电常规岛，核岛侧山墙受到主厂房防甩结构的保护，基本上免除了由于蒸汽管道断裂甩动而造成柱子破坏的情况，本文防倒塌设计是为了考查极端条件下，假定核岛侧山墙关键竖向构件由于爆炸、冲击而破坏时是否具有抗连续倒塌能力。

当仅采用柱轴压比进行评估时，应首先检验竖向承重的柱子尚未失效前的柱轴压比，以提高结构的安全性能。由大量的弹塑性分析结果可知，校验永久荷载作用下柱的轴压比是一种有效地防止结构连续性倒塌的简单评估方法^[8]。当竖向承重构件失效后，竖向荷载将通过梁重分布至其他竖向承重构件。如果正常使用阶段柱的轴压比相对较小，则其承担重分布后的竖向荷载的能力就相对较强。有学者通过大量的弹塑性统计分析发现，应设定柱在恒荷载作用下的临界轴压比n_max<n_limit＝0.25^[8]。

在设计的包络荷载组合下，核岛侧山墙的最大轴压比为0.348(图4矩形圈出，轴力为8 847kN)，此柱在重力荷载代表值下的轴压比为0.246。一般而言，柱在恒载作用下的轴压比是抑制结构发生连续性破坏的一个关键因素。就当前的研究成果而言，将恒荷载作用下的柱轴压比限制在约0.25以内，是防止结构发生连续性倒塌的一个设计准则。按照常规结构统计的0.25的限值，核岛侧山墙具有一定的冗余度，有一定的抗连续倒塌能力储备。

图  4  核岛侧山墙的轴压力与轴压比

Figure 4.  The Axial Compression and Axial Ratio of the Gable Nearby Nuclear Island

简单评估方法是当竖向承重构件失效时，检验梁柱荷载重分布能力的一种方法。

当某些柱子丧失承载能力时，可以认为这些柱子所承受的轴力将会重分布到其他性能完好的构件上。可以采用虚功原理进行推导得出^[8]：

式中：n为丧失承载力的柱子数量；P_j为丧失承载能力的柱子的轴力；N为梁端塑性铰的数目；M_bpi为梁的全截面塑性弯矩；δ为柱子移除后，移除处产生的竖向虚位移。

当各跨跨度L均相同时，可以转化为：

公式左端项为柱子轴力的总和，右端项是相邻梁的剪力总和。

如果结构能满足式(2)，则可认为荷载能够通过上部梁进行重分布。通过式(2)判断荷载不能进行重分布，则需要提高结构的荷载重分布能力。

按照设计工况的包络值计算，柱子的轴力为8 847 kN，相连梁的极限塑性弯矩分别为2 901.82 kN·m、4 540.96 kN·m、1 467.24 kN·m，按照跨度10 m计算，显然不满足式(2)，并且梁端形成塑性铰之前，梁端弯矩与转角一起增长，采用M_bpi计算结构吸收能量显然高估了结构耗能能力。由此可见，仅仅依靠与此柱相连接的梁是无法补偿轴力传递的不足，此时需要加强顶部、四周其它梁的抗弯能力。

美国国防部(DOD)负责出版的连续性倒塌设计指南(UFC指南)^[9,10]，采用的直接评估与间接评估法分别是构件去除法(Alternative Path Method)和联系力法(Tie Force Method)。

移除图4轴压比最大的那根柱子后，原设计结构在重力荷载代表值作用下不稳定，采用静力非线性分析，结果不收敛，结构的倒塌会扩散开。若不改变柱子的配筋，仅改变若干梁的配筋，使得跨层梁形成的“箱型截面效应”可以达到拉结作用，而避免连续倒塌的发生。此时可采用如下简化设计：采用等效静力分析，考虑到构件破坏后的冲击荷载作用，失效构件下部结构承受的荷载将等于该失效构件原先承受荷载的2倍^[11]，其它部分承受的荷载不变，重新进行梁的配筋设计，同时对设计的结果进行静力非线性分析校核。此时梁的配筋若按照表4采用，由于梁的拉结，结构的倒塌不会扩散开，表4中梁的编号见图4。

(1)核电厂汽轮发电机厂房可以定义为Ⅲ类物项，按现行《建筑抗震设计规范》进行抗震设计。但当汽轮发电机厂房的倒塌对核安全物项产生影响时，其相对一般常规非涉核建构筑物，在抗震设计时应补充进行在极限地震SL-2地震动下的结构防倒塌验算。

(2)经过Pushover分析，此核电厂汽轮发电机厂房在SL-2作用下，核岛一侧山墙基本保持完好，不会倒塌，更不会影响核岛的安全性。

(3)若移除主要的柱构件，按照仅仅需要加强少数几根梁的配筋，同时采取一定的构造措施增强其延性、提高拉结锚固能力，而不必改变其原有柱子配筋设计即可达到较好的防连续倒塌的作用。