中国核电厂抗震裕度地震谱形问题探讨

福岛核事故后,地震作为初始事件引发核电厂严重事故的问题引起了广泛关注。在此背景下,中国核电厂相继开展了抗震裕度评价,但在评价中选用了不同的地震谱形。基于美国针对早期运行核电厂开展的抗震裕度评价方法和中国核电厂址的地震危险性背景分析,对比了中美两国核电厂抗震设计基准的差异,针对中国目前的情况,建议优先对采用二代加堆型的运行电厂进行抗震裕度评价。通过将RG1.60谱与归一化厂址特定SL-2级加速度反应谱进行对比分析,发现部分核电厂址反应谱谱形在高频部分超过了RG1.60谱,对于这类厂址,直接放大标准反应谱作为抗震裕度地震是不恰当的。对于采用二代加堆型的核电厂,选择了某个厂址特定SL-2级地震动与标准设计比较接近的核电厂址进行了分析,采用不同方法确定其抗震裕度地震,结果表明0.3g标定的NUREG0098中值谱在平台段和长周期部分明显低于相同PGA水平的一致概率谱和设定地震谱,三者都能被0.3g标定的RG1.60谱所包络。考虑到中国运行电厂的抗震设计特点,为了评价核电厂实际抗震能力相对于厂址的抗震安全裕度,可以采用一致概率谱或设定地震谱;为了评价二代加运行核电厂实际抗震能力相对设计基准地震动的抗震安全裕度,建议采用给定PGA标定的RG1.60谱。

运行核电厂抗震裕度评价研究

抗震裕度评价是对核电厂应对超过设计基准地震能力的评价,特别是日本福岛核事故发生后,评价核电厂应对超过设计基准外部事件时的安全裕量、优化和落实改进措施、提高改进措施的有效性就显得尤为重要。本文通过研究国际上广泛采用的抗震裕度评价方法,最终选定EPRI SMA方法对秦山第二核电厂进行抗震裕量分析。分析结果表明:秦山第二核电厂满足1.5倍SSE的抗震裕度要求,具有较强的抗震能力。

基于抗震鉴定试验的开关柜的抗震裕度分析

核电厂发生超过设计基准地震后,需要进行抗震裕度分析以便于识别核电厂的薄弱环节。本文利用高置信度低概率失效来量化设备的抗震裕度,采用保守的确定论失效裕度和易损性分析两种方法,计算了核电厂设备的高置信度低概率失效,梳理了两种方法的计算步骤,明确了计算过程中关键参数的取值范围。利用两种方法计算基于抗震鉴定试验的开关柜的高置信度低概率失效。

三环路核电厂的抗震裕度评价

抗震裕度评价是核电厂中开展地震风险评价的方法之一。本论文采用PSA-based SMA方法对三环路核电厂进行了抗震裕度评价工作,并以福清核电厂一期工程为评价对象,通过对SMA各项技术要素,包括抗震裕度地震、地震设备清单、SSC的HCLPF值评价、SMA建模、电厂的HCLPF值评价等详细分析和评价,最终得到福清核电厂一期工程的抗震裕度评价结果。

核电厂安全壳及某抗震Ⅰ类设备的抗震裕度评估方法研究

东日本3·11大地震中福岛核电事故引起公众对核电厂在大震中安全性的广泛关注。核电厂超设计基准地震动作用下的安全裕度研究将给出核电厂高置信低失效（HCLPF）的抗震能力,为我国核电发展决策部门提供参考,并有助于公众对核能安全的认知。目前,

核电厂预应力混凝土安全壳结构抗震裕度评估

为了探究不同强度地震作用下核安全壳结构发生开裂的失效概率,评估结构抗震裕度,对其进行静力弹塑性分析,确定发生开裂破坏时的顶点水平位移损伤指标.选取15条地震动记录对结构进行增量动力分析,对结果进行线性回归分析,得到结构地震概率需求模型及地震易损性曲线.利用对数正态地震易损性分析模型进行结构抗震裕度分析,确定了结构高置信度低失效概率值为0. 254g,该值为安全停堆地震水平的1. 27倍.结果表明,核安全壳结构具有良好的抗开裂能力,地震易损性分析可以较好地反应其发生开裂破坏的概率与地震动强度水平之间的关系.

地震危险性分析的不确定性对核电厂抗震裕度影响研究

抗震裕度分析是评估核电厂抵御外部事件能力的必要方法,裕度分析中的关键参数依赖于地震危险性分析结果,而其结果受不确定性影响较大。本文总结了抗震裕度分析方法,分析了审查级地震的选取以及地震概率危险性分析中不确定性对抗震裕度分析的影响,对抗震裕度分析中如何考虑不确定性提出相关建议。

AP1000抗震裕度评价初步研究

2007年7月日本柏琦刈羽核电厂由于地震引发的放射性泄漏事故震惊核工业界，我国的相关部门发出文件要求国内核电厂进行系统及设备的抗震评价。鉴于以上背景并借三代核电技术引进之机，作者对AP1000的抗震裕度评价方法进行了初步研究，并在Risk Spectrum程序上建立了事件树和故障树模型对AP1000抗震裕度进行了校算。通过该研究，实践了核电厂抗震裕度评价的过程，并找到了开展抗震裕度评价的一种实用方法？为更深入地开展AP1000的抗震裕度研究和地震PSA研究积累了经验。

核电站冷却用电机抗震性能鉴定及裕度分析

根据相关核安全法规,核电站的冷却水泵用电机为核安全2级,必须确保承受若干次安全停堆地震(OBE)和运行基准地震荷载(SSE)荷载之后,仍能保持结构完好性和安全运行功能。本文通过模拟地震振动台设备对1台1E级冷却水泵用电机进行白噪声和若干次人工波激振,获取了电机的基本动力特性,并通过在试验过程中对电机功能的监测和试验数据的分析,结论表明该电机在各地震工况下结构完好,各功能指标在抗震试验前后无明显变化,满足抗震要求。利用高置信度低概率失效(HCLPF)来量化设备的抗震裕度(SMA),采用核电站抗震裕度评估方法EPRINP-6041-SL中易于实施的保守的确定论失效裕度(CDFM)分析方法,合理选取其反应谱削波因子、抑制因子等主要参数,计算其抗震裕度比例因子,得到该电机的抗震裕度。

基于易损性的冻融损伤圆形桥墩抗震能力评价

为研究寒冷气候条件下的冻融循环作用对桥墩抗震性能劣化的影响,文中基于地震易损性分析理论,引入抗震能力裕度比这一概念,提出了冻融损伤桥墩抗震能力评价方法,并据此研究了冻融损伤对圆形桥墩抗震能力的影响程度。结果表明抗震能力裕度比可直观反映冻融损伤对桥墩抗震能力的影响程度;随着冻融损伤程度增加,圆形桥墩的抗震能力裕度不断降低;冻融损伤对桥墩抗完全破坏能力的储备程度影响最为显著。研究可为实际中考虑冻融损伤桥墩设计提供理论依据。

核电厂保护系统机柜抗震裕度研究

以秦山核电厂保护系统机柜为例,基于现有的机柜内功能部件和机柜外壳结构框架的试验反应谱和要求反应谱,采用EPRI NP-6041-SL技术报告中易于实施的保守的确定论失效裕度(CDFM)分析方法,合理选取其反应谱削波因子、机柜放大因子、抑制因子等主要参数,计算其抗震裕度放大因子,得到现有保护系统机柜的抗震裕度。

秦山第二核电厂抗震裕度的评价

根据国家核安全局(NNSA)"对国内运行核电厂全面开展抗震裕度评价"的要求,对秦山第二核电厂650 MW核电机组抗震裕度进行评价。结果表明:该型机组抗震裕度评价工作符合NNSA外部事件安全裕度评价工作方案和EPRI NP-6041-SL导则要求,确认该型核电机组具有一定的抗震安全裕度。

谈核电厂抗震裕度分析中抗震能力的走访

走访在核电厂的抗震裕度分析(SMA)中占据了重要的位置。讨论了走访在SMA中能够解决的最直接的问题,并对整个走访流程进行了描述,包括走访前的准备工作、走访过程以及对几类主要设备的走访方针进行了描述。给出了作者对于高效率完成走访工作的设想。

换料水箱抗震裕度分析

为评价核电厂应对超过设计基准的外部事件的能力,要求对核电厂进行安全裕度分析。采用EPRI SMA方法进行换料水箱抗震裕度计算,考虑的主要失效形式是螺栓失效。首先进行罐体在地震和自重载荷下的受力计算,接下来进行罐壁屈曲能力分析并计算螺栓压持力,最终通过倾翻力矩评定和滑动性能评定给出设备的抗震裕度值。

保守确定性方法进行核电厂抗震裕量评估的主要参数分析

由于地震的不确定性,存在超设计水准地震发生的可能性,需要掌握核电厂抵抗超设计水准地震作用的能力。国际上均采用抗震裕度评估方法来评估核电厂在遭受超设计水准地震作用下的承载裕度。保守确定性失效方法是一种抗震裕度评估方法,该方法不需计算概率易损度参数,而确定适当的输入参数,通过确定性计算得到SSC的HCLPF值。非弹性能量吸收因子F_(μ)是保守确定性失效方法的主要参数,通常参照美国规范进行选取,但是由于地震动具有较强的随机性,同一极限状态下不同地震动记录求得的非线性能量吸收因子F_(μ)是不同的,本文通过使用Bootstrap方法得到了不同极限状态下具有一定保证率的F_(μ)的参考值的置信区间。

AP1000抗震分析与设计特点研究

对AP1000抗震分析与设计的主要特点进行分析,并将这些特点同现有核电站的设计状况和我国潜在厂址的情况进行对比。研究侧重于抗震分类、抗震设防水准及设计地震、地基岩土条件、抗震裕度分析等几个主要方面。通过研究,把握AP1000抗震分析与设计的主要特点,对其设计特点和适应性加深理解,并提出需要继续跟踪研究和关注的问题。研究成果可以为后续研究和AP1000堆型的工程引进提供参考和基础素材。其中关于抗震裕度分析的研究内容对于在我国开展在役核电厂的地震安全评估和3级PRA分析亦有借鉴意义。

损伤和缺陷对海洋平台抗冰抗震性能的影响

现役导管架式海洋平台可能会存在裂纹、凹痕、腐蚀等缺陷和损伤,并可能受到海洋生物附着及地基土冲刷的影响,这些问题将减小构件强度或者放大荷载作用。取一座导管架海洋平台为例,应用动力时程及整体推进法进行分析,对比损伤前后动冰力作用下结构响应、结构抗冰能力曲线及剩余强度储备系数,并取3个地震波对损伤前后结构的地震响应、抗震能力曲线、抗震安全裕度系数进行对比。结果显示损伤和缺陷极大地降低了海洋平台抗冰抗震性能,对现役海洋平台的检测和维修也有一定借鉴意义。

地震危险性分析不确定性表征

概述地震危险性分析中不确定性的来源、类别、不同类别不确定性的特征。采用逻辑树模型处理不确定性,通过算例说明不确定性对厂址地震危险性评价结果的影响。讨论在进行核电厂地震风险评价时如何考虑地震危险性分析中的不确定性。

主蒸汽隔离阀地震概率易损性分析

采用有限元软件对主蒸汽隔离阀进行等效静力计算,确定其抗震薄弱点,并运用概率易损性方法计算主蒸汽隔离阀的抗震裕度.计算结果表明:主蒸汽隔离阀的抗震薄弱点随着地震震动的放大会发生转移.经过计算,确定主蒸汽隔离阀的抗震薄弱点为支架,计算出支架在95%置信度、5%失效概率下的抗震能力为11.14g,在此基础上绘制了主蒸汽隔离阀在弹性失效模式下的不同置信水平的易损性曲线,梳理了核电阀门抗震裕度的计算方法,论证了在超设计基准地震发生时,抗震裕度对于抗震安全的重要性.

考虑土-结构相互作用的核电厂楼层反应谱研究

楼层谱是核电厂设备、管道抗震设计和抗震裕度评估的重要依据。为了研究不同烈度下场地土对核电厂楼层谱的影响,该文使用叠层剪切土箱模拟土体及其边界条件,对某新型核电厂房进行1∶25缩尺模型地震模拟振动台实验。选取10组水平加速度地震动记录,按照运行安全地震动(OBE)0.15 g、极限安全地震动(SSE)0.30 g和超设计基准地震动(ULE)0.75 g作为输入。在考虑土-结构相互作用条件下,研究不同地震动强度引起楼层谱的变化规律,并对《核电厂抗震设计规范》中楼层谱确定方法的输入基准地震动进行讨论分析。根据设备响应比分析,揭示了现有核电设备抗震裕度评估方法具有一定的保守性,特别是设备响应比为1/1.5~1.5,采用现有抗震裕度评估方法得到的设备抗震裕度可能小于审核地震动。为了得到该设备的真实抗震裕度,建议对这些设备做更详细分析。