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。

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。

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。

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。

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。

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。

核设施地震危险性分析方法研究

福岛核事故揭示了外部自然灾害引发严重核事故的可能性,为核工程界敲响了警钟。因此,对我国运行和在建核电厂址逐步开展了抗震裕度评价(SMA)或地震概率安全评价(SPSA)工作。本文针对地震危险性分析在核工程应用中存在的问题,从设计基准地震动的确定、核电厂地震概率安全评价、超设计基准地震动安全分析3个方面进行了研究。设计基准地震动确定方面,目前存在的主要问题是某些核设施厂址确定论方法和概率论方法评价结果的显著差异。本文以我国的一些核电厂址为例,分析了确定论和概率论方法评价结果的控制性因素,分析结果表明,反应谱的周期较小时,主要受距厂址较近的发震构造(地震构造区)、潜在震源区控制;随着反应谱周期的增大,距厂址较远的区域性发震构造、高震级潜在震源区的影响逐步增大。通过分解变量MRs对地震动年平均超越概率(HT4)的相对贡献,给出了变量的边际分布和联合分布,说明了变量的分布特征,指出了评价结果差异的主要影响因素为单位面积上高震级档地震年平均发生率和衰减关系的截断水平。根据核设施结构基于性能抗震设计方法的应用要求,以地震引起堆融的年平均概率为目标,推导了反应谱调整系数公式,根据推导结果和中美两国厂址地震危险性曲线变化趋势的对比分析,建立了适用于我国的核设施结构抗震设计反应谱调整系数的近似公式。核电厂地震概率安全评价中的主要问题是概率地震危险性分析中的不确定性处理和表达。论文分析了地震动预测模型截断水平对概率地震危险性分析结果的影响,讨论了厂址地震危险性分析结果的分布形式;验证了随机振动理论方法的适用性,采用随机振动理论方法研究了土层地震反应分析中土层剖面模型参数的不确定性对评价结果的影响;介绍了美国中东部地区概率地震危险性分析认知不确定性处理采用的逻辑树方法,实现了逻辑树模型中多方案的权重确定方法,讨论了该方法的适用范围。关于认知不确定性处理,针对逻辑树模型在实际工程应用中存在的逻辑问题。基于稳定大陆地区最大震级和高震级档地震年平均发生率的研究进展,随机生成完整的地震目录,从中进行小样本抽样,分析了6值和高震级档地震年平均发生率的分布范围,研究了逻辑树模型中相互关联节点分支间的组合问题。根据稳定大陆地区最大震级先验分布的研究成果,利用破坏性地震目录计算似然函数,采用Bayesian方法,初步估计了对我国内陆核电厂址有重要影响的长江中游地震带最大震级的分布。关于抗震裕度评价中的抗震裕度地震确定问题,分析了我国核电厂址的地震危险性背景和不同堆型的抗震设计特点,以某核电厂址为例,采用多种方法确定了抗震裕度地震。根据分析计算结果,按照抗震裕度评价的目的、厂址地震危险性特征、堆型的抗震设计特点,给出了适用的方法和抗震裕度地震谱型。

CDFM方法在秦山核电厂SMA中的应用

抗震裕度评价(SMA)是核电厂地震安全评价的方法之一,而计算构筑物、系统和部件(SSC)的高置信度低概率失效(HCLPF)值是开展抗震裕度评价的重要内容之一。本文介绍了HCLPF值的定义和计算HCLPF值的保守的确定论失效裕度(CDFM)方法。结合秦山核电厂抗震裕度评价,以应急柴油发电机组和主控制楼为例说明了CDFM方法在核电厂SMA中的应用。通过计算得到了大部分SSC的HCLPF值,为秦山核电厂SMA工作的顺利开展奠定了基础。

考虑撞击区非线性和土-结构相互作用的飞机撞击核电厂振动效应分析

给出一种简化的飞机撞击核电厂振动效应的评估方法,首先给出了2种飞机撞击荷载模拟方法(力-时程法和飞射物-标靶相互作用法)所产生的核电厂振动响应特性及其传播规律;随后重点分析了核电厂撞击区材料非线性和土-结构的相互作用对核岛内部振动响应的影响;最后结合核电厂抗震裕度评价工作,给出了振动响应对核电厂核岛内部安全相关系统、设备和部件影响的评估实例。结果表明:2种飞机撞击荷载模拟方法所得核电厂撞击区最大变形及其变化规律基本一致,但飞射物-标靶相互作用法将包含更多的高频分量;随振动传播距离的增加,振动响应(特别是高频分量)衰减显著,且2种撞击荷载模拟方法所得响应将逐渐趋于一致。当考虑撞击区材料非线性后,飞机撞击核电厂所产生的振动响应将明显低于线性分析的结果;当进一步考虑土-结构相互作用后,其振动响应还将进一步减小;裕度地震反应谱可作为振动响应评估的参考准则。