核电厂构筑物和设备高置信度低失效概率抗震能力值的计算方法

计算核电厂构筑物、系统和部件(SSC)的高置信度低失效概率抗震能力值(HCLPF)是地震概率安全评价(SPSA)、地震裕度评价(SMA)的一个重要步骤。介绍在工程上常用的3种计算SSC HCLPF值的方法:概率易损性方法、保守的确定性失效裕度(CDFM)方法以及通过试验数据获取HCLPF值的方法,并对比研究近年来在计算HCLPF值方法上的新进展,最后给出了计算HCLPF值的一些建议。

基于性能目标的一种核电站抗震设计方法研究

核电站在设计基准期因地震可能引起的破坏与核电站抗震性能设计水准的高低有直接的关系。美国土木工程协会(ASCE)根据美国能源部门对电站在自然灾害下的设计理论做进一步的研究,提出了ASCE 43-05规范的设计方法。该方法运用了成熟的概率地震危险性分析和地震易损性分析基本原理,提出了基于性能目标的设计方法。由于我国还缺少这方面的研究,故系统推导了该方法,并给出了参数变化时该方法的两个性能目标达到的程度。另外,评估核电站结构、系统和组件(SSC)的高置信低失效(HCLPF)是目前评估核电站的主要指标,研究了ASCE 43-05规范设计方法的HCLPF值,得出了该方法在不同条件下满足性能目标的要求,和具备高置信低失效的要求。最后,进行了算例验证和计算分析,为今后我国核电站的设计提供技术参考。

蒸汽发生器非线性支承系统的抗震能力分析

计算核电厂设备的高置信度低失效概率(HCLPF)抗震能力是地震概率安全评价、地震裕度评价的一个重要步骤。以蒸汽发生器支承为研究对象,建立其详细的非线性有限单元模型,通过逐步增大地面运动水平,反复计算系统的响应,最后得到蒸汽发生器支承的抗震能力,并与通过确定性失效裕度法得到的HCLPF进行比较。结果表明,两者的计算结果差别较大。本文建议对于非线性较强的设备需采用非线性时程分析方法计算设备的HCLPF。

核电厂抗震裕量评估方法研究综述

为分析核电厂抗震裕量评估(SMA)方法的研究现状,简要介绍SMA方法的研究背景与发展历程,详细论述3种核电厂SMA方法、裕量的含义、审查级地震的确定、巡查/走访的内容、保守确定性失效裕量(CDFM)和地震易损性分析方法、系统分析方法和高置信度低失效概率(HCLPF)值的基本内容和研究进展。分析表明:核电厂SMA方法较保守,需要基于可靠度等理论进行优化改进;国内亟需深入开展SMA方法研究,确定审查级地震(RLE),建立数据库,制定相关规范,建立核电厂合理模型,并培养相关人才。

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。

核电厂SMA继电器震颤分析

福岛事件以后,核电站承受超设计基准地震能力受到广泛关注。作为抗震裕度分析(SMA)的一部分,需要对仪控设备进行继电器震颤,以评估在发生超设计基准地震事故时(例如1.67倍安全停堆地震),电仪设备能否正确执行预期安全功能。基于国内现状和EPRI NP-6041-SL等报告,给出了继电器震颤分析范围、分析流程、分析方法,根据实际经验提出了分析假设和改进方案,并以福清核电站停堆断路器、稳压器电加热器配电盘、稳压器安全阀控制回路为典型对象进行了分析,分析结果表明福清核电厂在审查级地震下的继电器震颤是可接受的。

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。

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.

核电厂设备易损度分析方法综述

易损度分析方法是地震概率安全评价中的一个重要步骤。本文介绍了地震易损度分析方法的发展历程和数学模型,以及近年来国内外易损度分析方法的进展,并对地震易损度分析方法的主要研究方向进行了总结。

高温气冷堆蓄电池组地震易损性研究

为验证核电厂发生地震外部事件时的电力安全,需要对蓄电池组进行抗震鉴定试验。本文以高温气冷堆(HTR)核电厂安全级蓄电池组为研究对象、以安全级蓄电池组抗震鉴定试验数据和工程经验为基础,通过识别、量化蓄电池组的地震易损性变量,并应用基于试验的易损性分析法推导出地震易损性曲线和高置信度低失效概率(HCLPF)抗震能力。研究结果表明,安全级蓄电池组的抗震能力远高于核电厂设计基准地震动需求。

高温气冷堆压力容器侧向支承地震易损性的敏感性分析

反应堆压力容器(RPV)侧向支承是高温气冷堆地震风险的关键贡献物项,对于反应堆地震安全至关重要。本文确定了高温气冷堆RPV侧向支承的地震易损性变量,分析出易损性变量因子的合理取值,计算得到侧向支承的地震易损性曲线和高置信度低失效概率(HCLPF)抗震能力,挑选出易损性变量中的关键参数,并研究了RPV侧向支承HCLPF抗震能力对易损性关键参数的敏感性。结果表明,侧向支承的抗震能力明显高于设计基准地震动,易损性对于关键参数变异并不敏感。

CPR1000核岛厂房抗震裕量分析和评估

日本"福岛核事故"后,国家核安全局发文要求在运、在建核电站必须开展抗震裕量评估工作。由于抗震裕量评估(SMA)在国内尚属首次,技术难度较大。针对CRP1000核岛厂房结构,采用美国电力研究协会(EPRI)的抗震裕量评估方法(SMA)开展结构抗震裕量评估,包括审查水平地震(RLE)的确定、现场踏勘、高置信度低失效概率(HCLPF)值计算。分析方法和结果可为在运、在建核电厂结构抗震裕量评估提供参考,同时针对分析方法以及可能存在的薄弱环节的处理提出了建议。