王芳 刘敏

(中国核电工程有限公司，北京 100840)

1 概述

核电厂机组一般采用以海水为冷却水的直流供水系统，冷却水及安全用水通过取水工程进入泵房。根据《核电厂抗震设计规范》，取水口结构为核安全Ⅰ类物项，应同时采用运行安全地震震动和极限安全地震震动进行抗震设计。

某核电厂取水口结构位于取水工程端头，一头与输水隧道相连，一头伸入海里。该位置原貌为海岸边基岩，取水口施工前需先将整个取水头部范围内的基岩全部清除，然后安放管道和喇叭口，就位后用混凝土回填，直至恢复海岸线原来面貌。它由取水隧洞延伸段(SEC接口)和进水口(喇叭口和海工混凝土)组成。

SEC和CRF用水钢管分开设置，一端与钢筋混凝土输水隧道相连，一端与取水头部钢制进水喇叭口相连。SEC用水钢管管内径1.2 m，钢管壁厚10 mm;CRF用水钢管管内径4.2 m，壁厚20 mm。钢管材料均采用耐海水腐蚀低合金钢(10CrMoAL)。SEC和CRF用水钢管和喇叭口用素混凝土回填(顶部有配筋)，直至恢复海岸线原来的面貌。

当取水口结构正常运行时，钢管承担内水压力。混凝土结构和钢管之间的接触作用对结构受荷之后的接触状态和应力分布有直接的影响。本文采用有限元计算软件ANSYS建立三维接触单元模型，进行动力反应谱分析，为结构设计提供了可靠的数值依据。

2 接触单元

接触问题是一种高度非线性行为，有两种基本类型:刚体—柔体的接触，柔体—柔体的接触。ANSYS软件支持三种接触方式:点—点、点—面和面—面的接触。本文对钢管和外围混凝土之间的接触问题采用面—面接触方式。接触单元是覆盖在分析模型接触面之上的一层单元。用“目标面”和“接触面”形成“接触对”，程序通过相同的实常数号来识别接触对。目标面分别用Targe169和Targe170来模拟，接触面分别用Conta171，Conta172，Conta173，Conta174 来模拟。

所有的接触问题都需要定义接触刚度，两个表面之间的穿透量的大小取决于接触刚度，过大的接触刚度可能会引起收敛困难，应该选取足够大的接触刚度以保证接触穿透小到可以接受，但同时又应该让接触刚度足够小以不会引起总刚矩阵的病态问题而保证收敛性。

接触单元设置的步骤为:1)定义面—面接触使用的单元类型;2)指定刚性目标面并检查目标面的方向;3)定义柔性接触面并检查接触的方向是否指向目标面;4)设定关键字和实常数，选择接触算法和摩擦类型;5)加载求解。

3 三维有限元建模

3.1 模型建立

本文以SEC和CRF钢管及外包的钢筋混凝土为研究对象建立有限元计算模型。有限元模型图见图1和图2。

图1 有限元模型图（钢结构部分被混凝土包裹）

图2 有限元模型图（钢结构部分）

SEC和CRF钢管以及喇叭口用壳单元Shell63模拟，弹性模量2.13×1011N/m2，泊松比 0.3，回填 C30 素混凝土用实体单元Solid45模拟。弹性模量3×1010N/m2，泊松比0.2。结构的侧面和底部与岩体相互作用用弹簧单元Combin14模拟，结构的上表面为混凝土恢复的山体表面。三维有限元模型中有958个Shell单元，30 781个Solid45单元，3 507个Combin14单元。节点数共96 421个。

模型中使用接触单元Conta173和目标单元Targe170定义3-D接触对。钢管和混凝土之间没有考虑摩擦，即假定为完全光滑状态，其切向刚度为零，其法向刚度也为无穷大，实际情况应为介于共节点模型和考虑接触模型之间的状态。

3.2 荷载

本取水口侧向按原来的山体形状修复，无外露段，所以波浪力不起作用。计算中考虑的荷载有:1)结构自重;2)随海水潮位变化而变化的上部水压力;3)内部水压力，包括CRF钢管和喇叭口、SEC钢管分别受到的最大工作压力和最小工作压力;4)地震作用，包括运行安全地震动产生的地震作用SL-1(结构阻尼比取0.05)和极限安全地震动产生的地震作用SL-2(结构阻尼比取0.07)。

地震作用是作为荷载输入的，对于地震作用的计算，分析中没有采用时程分析直接动力法，而是采用了较为便捷的振型分解反应谱分析方法。对极限安全地震震动SL-2:

以0.15g标定的RG1.60水平加速度反应谱作为厂址水平向设计地震动反应谱，如表1所示;以0.10g标定的RG1.60水平加速度反应谱作为厂址竖直向设计地震动反应谱，如表2所示。取SL-2设计地震动反应谱的1/2作为SL-1设计地震动反应谱。

表1 标准设计反应谱(水平分量)

表2 标准设计反应谱(竖直分量)

4 ANSYS反应谱分析

4.1 模态分析

结构模态解对于谱分析是必须的。模态分析采用Block Lanczos法提取模态，计算固有频率。从表3可以看出第一阶振型的主振方向为Y方向，即结构的高度方向。结构的刚度是比较大的，其基频达 36.17 Hz，相应的周期为 0.027 6 s。

表3 结构各阶模态频率和参与系数

4.2 计算结果

对该模型用反应谱法进行抗震计算，物项的最大反应值采用完全二次型组合(CQC)进行组合。地震震动的三个分量引起的反应值取每个分量在物项同一方向引起震动的最大反应值，按平方和的平方根法进行组合。地震作用效应再与结构各种使用荷载进行工况组合，经计算得到结构模型的最终分析结果。

1)位移结果。

图3 整体轴向动位移云图（单位：mm，SL-1，高水位）

表4 静动叠加应力最值 MPa

表5 位移最大值 mm

图3为SL-1情况下高潮位的结构动位移云图，详细计算结果见表4，从图3和表5中可以看出，SL-1高潮位工况下位移最大，沿轴向动位移最大值0.11 mm，充分满足后侧输水隧道结构之间的伸缩缝50 mm的要求。

2)应力结果。

图4 钢结构部分最大主应力云图（单位：Pa）

图5 钢结构部分轴向应力云图（单位：Pa）

图6 混凝土部分最大主应力云图（单位：Pa）

图7 混凝土部分轴向主应力云图（单位：Pa）

从表4中可以看出，SL-1地震作用为控制工况。混凝土部分静、动叠加最大压应力为0.15 MPa，最大拉应力为0.37 MPa;静、动叠加轴向最大拉应力为0.13 MPa。均小于C30混凝土的抗拉强度2.01 MPa。钢结构部分静、动叠加最大压应力为0.22 MPa，最大拉应力为2.74 MPa，静、动叠加轴向最大拉应力为1.59 MPa，应力云图见图4～图7。

5 结语

本文用大型通用有限元软件ANSYS建立接触单元模型，用反应谱法进行地震分析，考虑各种工况组合，对整体结构进行计算，得到了该结构的自振特性、变形和内力等计算结果，为取水口结构设计提供了可靠的数据。混凝土部分和钢结构部分的应力均没有超过应力限值，并有一定的安全裕度，确保了建筑物在地震作用下保持结构的完整性。

［1］GB 50267-97，核电厂抗震设计规范［S］.

［2］何本国.ANSYS土木工程应用实例［M］.北京:中国水利水电出版社，2005.

［3］申 艳，伍鹤皋，蒋逵超.大型水电站垫层蜗壳结构接触分析［J］.水力发电学报，2006(10):32.

［4］薛志成，王振清.核电站取水口建筑物的抗震性能分析［J］.工业建筑，2012，42(8):46.