核电厂地震安全性评价衰减关系影响分析

7、地震（1）地震地质调查中，调查区域的尺度大小，以及收集资料类型确定的基本原则是什么？地震地质调查中，调查区域分为四种等级：区域范围以厂址为中心半径≥150公里，要求资料反映在比例尺1:100万的图上；近区域范围以厂址为中心半径≥25公里，要求资料反映在比例尺1:10万的图上；厂址邻区范≥5公里，要求资料反映在比例尺1:2.5万的图上；厂址区范围1平方公里，要求资料反映在比例尺1:1000的图上。

这一调查范围划分的目的是使调查、资料及信息的详细程度不断地提高，从而保证核电厂厂址区基础数据资料达到能够充分满足安全要求的详细程度与充分程度。

（2）需要收集的地震资料包括那些，区域地震构造模型的主要内容是什么？地震资料包括历史地震资料、仪器记录地震资料、以及厂址特定的仪器记录地震数据。

区域地震构造模型的主要内容包括：发震构造及其最大潜在地震，地震构造区以及最大弥散地震两个主要方面。

（3）何为发震构造？鉴别发震构造的因素都包括哪些？发震构造是指“显示出具有地震活动性、或者是证明历史上具有地表破裂或古地震迹象的构造。

发震构造被认为在所关心的时期内可能发生宏观地震。

”结合我国地震研究成果及工程地震安全性评价中积累的经验，发震构造主要为与地震活动关系密切的活动断裂构造。

发震构造可通过区域调查中获得的地质构造与构造活动资料、地震活动性资料、以及利用地球物理方法揭示出的深部资料综合加以鉴别。

（4）评价发震构造最大潜在地震所采用的主要方法是什么？评价发震构造最大潜在地震所采用的主要方法包括利用发震构造的尺度、位移方向与位移量、最大的历史地震、古地震资料、地震分布反映出的震源尺度、以及发震构造的类比等。

其中在断层或构造的地震和地质历史信息充分的情况下，可利用经验关系来估计潜在的最大震级；在缺乏适宜的详细资料情况下，发震构造的潜在的最大震级可根据发震构造的总尺度进行估计。

（5）在地震危险性评价和地表断层运动危险性评价中，所关心的因素分别包括哪些？在将发震构造应用于地震危险性评价时，所关心的是那些分布位置和潜在地震强度结合来看，能够对厂址地震动产生影响的发震构造；对于地表断层运动危险性，所关心的则是那些位于厂址附近的能动性断层，这些构造在地表或接近地表具有潜在相对位移的可能性。

核电站抗震分析------------------------------------------作者xxxx------------------------------------------日期xxxx核电站抗震分析摘要核电站抗震性一直是核电站设计的主要问题之一随着此间题各方面研究的深人和研究手段的进步,核电站的抗展计算理论也在不断发展本文试图根据已有的资料，在核电站抗展问题的一些主要方面地展输人参数的确定,抗展计su算理论,结构与地基的相互作用 ,逐层加速度谱及反应谱的确定,建筑物及设备的抗展计算，地基、基础及地下建筑的抗震计算等研究状况作一些综述，并在此基础上展望一下需要解决的问题关键词：核电站抗震分析结构及设备抗震性抗震安全社会背景:20１1年0３月１4日，日核电站面临再爆炸风险抗震能力设计不足惹祸;2010年的伊朗6。

5级地震;2008年的四川地震等，这些地震摆在我们人类的面前不得不说,我们研究核电站的防震能力不仅与核电站的结构和地基等宏观因素有关,而且也和微观设计因素有关，例如窗户玻璃的防护、书架和安全柜的摆设以及吊灯的设计等等，必须综合考虑各种因素才能把地震灾害减少到最低限度目录:一抗震分析的目的；二,抗震计算理论三结构与地基的相互作用四结语一抗震分析的目的;抗震分析的三个任务:1．确定地震任务2．计算核电站的抗震反应3．最基本的要求是保证设备在正常环境下和地震载荷下能够正常运行,并执行其原有的功能•抗震分析思路：设计地震和抗震设计(1）外部荷载、地震作用→结构→结构响应→结构设计。

（2)输入结构响应、其它输入条件→设备→设备响应→设备设计、实验鉴定。

核电厂抗震分析的特点:1、对于抗震分析和地震安全评估，具有严格的法规、标准和安全导则体系选址:HAＤ1０１／01、ＲG1.165、NS-G——分析/设计:HAD102/02、GB50267、ＲCC—G、ＡSCE ４-8６(89）、ＳRP 、NＳ—Ｇ-1。

核电站抗震分析摘要：核电站抗震一直以来都是从设计、建设到运行时主要考虑的因素之一。

拥有足够强度的结构，是发生地震时保证核电站各个设备的完整性，防止放射性物质向厂外泄露的必要条件。

不同地区对核电站的抗震级别要求不同，需要根据当地的需求来设计、建造。

随着核电发展和研究手段的进步，人类对核电站的抗震领域具有了较为成熟的经验和知识。

本文根据日本福岛第一核电站事故，对核电站抗震问题进行简要分析，以及展望第三代反应堆AP1000、EPR在应付地震时的新措施。

关键词：核电站抗震、强度结构、完整性、第三代堆、新措施核电站正常运行时不失为我们生活中的清洁能源，但核电站又具有很高的社会危险性，与一般工业建筑及民用建筑相比，核电站需具有较高的抗震要求。

根据已经形成的国际惯例，核电站设计时要求依据两个地震危险水平进行。

即：运行基准地震和安全停车地震。

运行基准地震水平是核电站利用期间可能预计到的最大地震；安全停车地震水平是核电站场地内最大的可能性地震。

对于核电站中，不管是建筑物及系统、设备及单元，某一元素的损坏都有可能导致核电厂放射性物质向周围环境泄露，对居民的健康和环境构成威胁。

因为不同地区的核电站强度要求性能不同，所以要根据当地的实际情况来对核电站强度进行设计、建造，从而防止不必要的浪费。

2011年3月11日，日本附近海域发生了9.0级的地震，随之而来的是地震引起的10m高的海啸。

福岛第一核电站的6台机组在地震时都紧急停堆，并启用了应急设备。

但是海啸带来的海水将核电站备用的才有发电机给淹没，造成停堆后的堆芯的余热无法排除，引起堆芯的温度升高，堆芯融化，并引起堆芯燃料包壳锆和水蒸气发生反应，产生氢气，在安全壳内发生了爆炸，爆炸炸掀了安全壳的顶部，是防止放射性物质泄露的最后一层保护屏障也破坏了。

最终导致了核电厂历史上的仅次于上世纪切尔诺贝利核电站放射性物质外泄的重大事故。

对于此次人类发展核电史的灾难，我们发现面对于这样的大自然灾害，虽说地震级数和海啸浪高是导致福岛第一核电站发生事故的根本因素，但仔细想想，对于这样的核电事故，只要我们刚开始从设计、建造时考虑到以下所说列举问题，悲剧绝对不是无可避免的。

核电厂地震安全性评价衰减关系影响分析荆旭;常向东【摘要】地震危险性分析中的不确定性处理和表征,一直是核电厂厂址地震安全性评价中倍受关注的重要问题,尤其是日本福岛核事故后,无论是确定核电厂厂址的设计基准地震动,还是进行核电厂地震风险评价,都更加重视地震危险性分析中的不确定性.本文通过理论分析重点说明了衰减关系的不确定性,包括标准差和截断水平对核电厂地震安全性评价的影响,并在此基础上,通过算例和讨论说明了概率性方法截断水平的选取问题,探讨了现行确定性方法和概率性方法在截断水平选取上的差异.分析计算结果表明,在地震活动较弱的区域,概率性方法截断水平为3,确定性方法截断水平为0的现行做法是恰当的.但是,对于发震构造大震复发间隔较小的区域,为了使二者在超越概率方面协调,恰当提高确定性方法的截断水平更为合理.【期刊名称】《震灾防御技术》【年(卷),期】2014(009)004【总页数】8页(P813-820)【关键词】地震危险性分析;不确定性;衰减关系【作者】荆旭;常向东【作者单位】中国地震局地球物理研究所,北京100081;环境保护部核与辐射安全中心,北京100082;环境保护部核与辐射安全中心,北京100082【正文语种】中文在我国的核电厂地震安全性评价工作中，确定性方法中以发震构造及其最大潜在地震或地震构造区及其最大弥散地震来表征震源，概率性方法中以潜在震源区及其地震活动性参数表征震源，两种方法都需要使用地震动参数衰减关系来计算地震事件在工程场地引起的地面运动（胡聿贤，1993）。

本文通过理论分析和算例讨论地震动参数衰减关系的不确定性对核电厂地震安全性评价结果的影响。

工程场地受地震影响的程度主要取决于震源的震级、震中到工程场地的距离、地震动传播过程中的衰减以及实际的工程场地效应（时振梁等，1995；潘华等，2006）。

显然，地震动衰减关系是其中的重要环节之一。

早期的地震动衰减关系，由于受到观测样本数量少的限制，自变量通常只有震级和距离（McGuire，1978）。

地震如何评估地震对能源供应的影响地震是一种自然灾害，它不仅会对人类生命安全和财产造成严重威胁，还会对基础设施和能源供应系统造成巨大破坏。

评估地震对能源供应的影响是非常重要的，这样才能采取恰当的应对措施来减少损失并确保能源供应的可靠性。

在评估地震对能源供应的影响时，有几个关键因素需要考虑。

首先是地震破坏对电力系统的影响。

地震可能导致电网设备的损坏和故障，如输电线路倒塌、变压器损坏等，从而导致电力中断和供电中断的情况。

因此，评估地震对电力系统的潜在破坏和恢复的时间是至关重要的。

其次，燃气和石油管道系统也容易受到地震的影响。

燃气和石油管道是能源供应链中的重要组成部分，它们输送能源到各个使用地点。

地震可能导致管道破裂、泄漏或坍塌，进而造成能源供应中断和安全隐患。

因此，评估地震对管道系统的潜在破坏和修复时间也是必要的。

另外，地震对核能发电厂的影响也需要评估。

核能发电厂是一种重要的能源供应方式，但同时也是非常敏感的设施。

地震可能导致核电厂的设备损坏，如核反应堆的冷却系统失效、电力供应中断等。

因此，评估地震对核能发电厂的潜在破坏和安全风险是必不可少的。

为了评估地震对能源供应的影响，需要采取一系列的预测和分析措施。

首先，地震历史数据和地震活动监测记录是评估地震影响的重要依据。

根据过去的地震事件和其影响，可以对未来可能发生的地震对能源供应系统造成的破坏和中断进行预测。

其次，应进行设施脆弱性评估。

这包括对电力设备、管道系统和核能发电厂等能源供应设施的结构和可靠性进行评估，以确定它们在地震事件中的抗震能力。

此外，还需要进行供应链分析。

通过对能源供应链条中各个环节的分析，可以确定地震对能源供应的薄弱环节，以及破坏这些环节对整个供应系统的影响。

最后，根据评估结果，制定相应的预防和应对策略。

这可能包括加强设施的抗震能力，建立备用电力系统和储备供应，以及建立快速响应机制等。

总之，评估地震对能源供应的影响是确保能源供应可靠性和安全性的重要步骤。

核电厂地震安全性分析核电厂作为一种重要的能源供应方式，在我国的发展中发挥着不可替代的作用。

然而，地震作为一种自然灾害，不可避免地会对核电厂的安全性产生影响。

因此，对核电厂地震安全性进行深入分析，具有极其重要的现实意义。

地震是一种破坏性极强的地质灾害，其对建筑物和设施的破坏程度取决于地震烈度以及建筑物自身的抗震能力。

而对于核电厂这种高风险、高敏感性的设施来说，地震可能带来的后果更加严重。

因此，核电厂地震安全性的分析至关重要。

首先，影响核电厂地震安全性的因素有很多。

包括地震烈度、地质构造、地震烈度剧烈程度和频率等。

在设计核电厂时，必须充分考虑这些因素，确保核电厂在面对地震时能够确保人员和设施的安全。

其次，核电厂地震安全性分析的方法也是多种多样的。

通常采用的方法有地震动力学分析、地震时程分析、地震容许性分析等。

这些方法可以帮助我们更加全面地了解核电厂在地震条件下的动态响应特性，进而评估核电厂的地震安全性。

另外，对于核电厂地震安全性分析来说，还需要考虑到不同级别的地震条件下核电厂的抗震能力和安全性。

一般来说，核电厂会根据设计基准地震烈度进行设计，同时进行更严格的后备设计，以确保核电厂在地震时能够安全稳定地运行。

需要指出的是，地震风险的不确定性是核电厂地震安全性分析中一个很重要的问题。

地震是一种地质灾害，其具有瞬时性和不可预测性。

因此，如何准确评估核电厂在地震条件下的安全性，是一个需要不断完善和改进的领域。

综合以上所述，核电厂地震安全性分析是一个复杂而又重要的研究领域。

只有不断加强对核电厂地震安全性的研究，才能够保障核电厂在面对地震时的安全性，确保核电厂持续稳定地运行，为国家的能源供应做出重要贡献。

地震对核电站的影响陈英⽅地震对核电站的破坏性影响引起了公众对其安全问题的深究和疑虑。

许多想利⽤核能解决电⼒供应、发展经济的国家⼤都严格遵从的⼀个基本⽅针，就是保证公众的安全、健康。

各国兴建核电站，在⼚址造势、堆型确定、设备订购、安全标准、⼈员培养、管理制度以及国际合作上，都把安全放在第⼀位。

只要我们尊重科学，严格管理，坚持安全第⼀、质量第⼀，核电站的安全是有保障的。

例如确定⼀个核电站的⼚址（如我国的⼴东⼤亚湾⼚址）需⼗分慎重：地质条件稳定，从未发⽣过烈度七级以上地震；⽬前按防震烈度⼋度标准设计；⼚址周围没有危及核电站安全的其他⼯业或设施；冷却⽔条件好；⾼质量施⼯。

核电站反应堆的类型选择也很重要。

根据现有⼏百个核电站运营的实践经验来看，压⽔堆堆⼼⼤规模溶化事故发⽣的概率很⼩，⼜由于这种反应堆筑在安全壳结构内，所以，发⽣事故的概率只有万分之⼀，各国现⾏的安全标准规定对核电站的安全运⾏提供了持久可靠的保障。

⼀、核电⽣产和核废物核电站建成后投⼊商业运营，⽣产出电⼒服务于社会。

核电⼚主要是利⽤铀235分裂产⽣的热蒸汽推动涡轮发电机⽽发电的。

核电反应堆所进⾏的是可控的裂变反应，决不会发⽣核爆炸，这可以使⼈绝对放⼼。

核电站发电的同时，产⽣了⼤量放射性物质和核废物，为了防⽌放射性物质的泄漏，核电站设置了多道安全屏障。

以压⽔堆型核电站为例，第⼀道是密封的锆合⾦燃料元件包壳管，包住了放射性物质；第⼆道屏障是⾼强度的压⼒容器和封闭的回路系统，可封住从元件包壳管漏出来的放射性物质；第三道是装有喷淋、消氢、泄压的安全壳⼚房，有效地封住放射性物质，防⽌外泄，从⽽有⼒地保护环境和居民的安全。

所以说，核电站是安全的能源⽣产地，⽣产的是清洁能源。

全世界共有⼏百个核电站，除了前苏联发⽣切尔诺贝利核故事以外，都未发⽣过放射性物质伤害⼈⾝健康的事故。

切尔诺贝利核事故是核电史上最严重的⼀次粗暴违反反应堆装置操作堆积引起的反应堆⼼熔化事故，受到⽔泥棺封堆的处理。

核电厂抗震设计规范引言核电厂是一种重要的能源设施，其安全性和稳定性对于保障公众安全至关重要。

地震是一种严重的自然灾害，可以对核电厂造成严重的破坏和事故风险。

因此，核电厂的抗震设计规范至关重要。

本文将介绍一些核电厂抗震设计规范的要点，旨在提高核电厂的抗震能力，减少地震事故的发生。

地震荷载计算地震荷载是指地震发生时，地震对建筑物产生的作用力。

在核电厂抗震设计中，必须准确计算地震荷载，以保证核电厂在地震发生时的安全性。

设计地震参数设计地震参数是指在核电厂抗震设计中所使用的地震参数，包括地震烈度、地震短周期加速度、地震长周期加速度等。

这些参数是根据当地地震地质条件和历史地震数据来确定的。

设计地震参数的准确性是核电厂抗震设计的基础。

地震荷载计算方法地震荷载的计算一般采用静力分析法或动力分析法。

静力分析法适用于简单的结构系统，动力分析法适用于复杂的结构系统。

在核电厂抗震设计中，常常采用动力分析法，通过建立结构的数学模型，利用计算机模拟地震波传播和结构的响应过程，计算地震荷载的大小和作用方向。

结构抗震设计核电厂的抗震设计的主要目标是确保核电厂能够在地震发生时保持稳定，并尽量减小破坏程度。

结构抗震设计包括结构设计和材料选用两个方面。

结构设计要点核电厂的结构设计要满足以下要点：1.结构应具有足够的刚度和强度，能够承受地震荷载的作用。

2.结构应采用适当的支撑形式，以降低地震对结构的作用。

3.结构应设计为能够抵御地震破坏的形式，例如采用韧性设计。

4.结构应具有良好的抗侧向力能力，能够减小地震引起的偏心力。

材料选用要点核电厂的材料选用要满足以下要点：1.结构材料应具有足够的强度和韧性，能够抵御地震荷载的作用。

2.结构材料应具有良好的抗震性能，能够减小地震引起的动态应变。

3.结构材料应具有良好的耐久性和抗腐蚀性，以确保核电厂的长期安全运行。

设备抗震设计核电厂的设备抗震设计是指核电厂设备在地震发生时能够保持稳定，不产生危险或影响核电厂的安全性。

百万千瓦级核电厂地震风险评价和见解孙凤;王玉卿;张志俭【摘要】The seismic risk assessment was done for a specific mega‐kilowatt class nucle‐ar power plant .Site specific seismic hazard curves and seismic fragility curves for equip‐ment of the plant were developed . The seismic probabilistic risk assessment (PRA ) model was done and the quantification evaluation was completed . The seismic risk results and insights for the plant were presented finally .The results show that the seis‐mic risk of the plant is relatively low and the contribution of the interval between 0.3 g and 0.6 g is the most significant .%针对特定百万千瓦级压水堆核电厂开展地震概率风险评价，开发了电厂特定的地震危险性曲线和设备的地震易损度曲线，建立地震概率风险评价模型并完成定量化，给出地震风险结果和见解。

结果表明，该特定电厂地震风险水平较低，在0.3g～0.6g地震动水平区间内地震风险贡献最为突出。

【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2016(050)012【总页数】4页(P2236-2239)【关键词】核电厂;概率风险评价;地震风险【作者】孙凤;王玉卿;张志俭【作者单位】哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室，黑龙江哈尔滨 150001; 中国核电工程有限公司，北京 100840;中国核电工程有限公司，北京100840;哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室，黑龙江哈尔滨150001【正文语种】中文【中图分类】TL364.52011年发生的日本福岛事故，给全球的核电行业敲响了警钟，使得美国、法国、德国等国家的核安全理念发生了重大的转变，核电厂严重事故、应急和外部灾害事件的分析成为研究重点。

第４５卷㊀第５期２０２３年９月地㊀震㊀工㊀程㊀学㊀报C H I N A E A R T H Q U A K EE N G I N E E R I N GJ O U R N A LV o l ．４５㊀N o ．５S e pt e m b e r ,２０２３㊀㊀收稿日期:２０２１Ｇ０８Ｇ２７㊀㊀基金项目:国家自然科学基金(５１７３８００１,５１８２０１０５０１４,U １９３４２１７)㊀㊀第一作者简介:秦苗珺(１９９１－),男,博士研究生,主要从事结构抗震与可靠度方面的研究.E Ｇm a i l :m i a o a f f a i r s ＠１６３c o m .秦苗珺,赵衍刚,卢朝辉．核电厂考虑结构参数不确定的地震易损性分析[J ]．地震工程学报,２０２３,４５(５):１２４１Ｇ１２５０．D O I :１０．２００００/j．１０００Ｇ０８４４．２０２１０８２７００１Q I N M i a o j u n ,Z HA O Y a n ＇g a n g ,L UZ h a o h u i ．S e i s m i c f r a g i l i t y a n a l y s i s o f n u c l e a r p o w e r p l a n t s c o n s i d e r i n g s t r u c t u r a l pa r a m e t e r u n c e r t a i n t i e s [J ]．C h i n aE a r t h q u a k eE n g i n e e r i n g J o u r n a l ,２０２３,４５(５):１２４１Ｇ１２５０．D O I :１０．２００００/j．１０００Ｇ０８４４．２０２１０８２７００１核电厂考虑结构参数不确定的地震易损性分析秦苗珺１,赵衍刚１,２,卢朝辉１(１．北京工业大学城市建设学部,北京１００１２４;２．神奈川大学工学部建筑学科,日本横滨２２１Ｇ０８０６)摘要:为考虑核电厂结构参数不确定对结构地震易损性的影响,基于一次二阶矩法(F i r s t ＧO r d e rS e c o n d ＧM o m e n t ,F O S M )进行地震易损性分析.以核电结构中混凝土材料的密度㊁弹性模量,泊松比和抗拉强度为不确定参数,建立有限元模型,并与试验结果对比,以验证模型的准确性.基于有限元数值模拟方法,通过增量动力法计算核电厂模型在多条地震记录下不同峰值加速度的动力响应,同时基于F O S M 得到参数不确定下的对数标准差,进而得到核电厂结构考虑参数不确定的地震易损性曲线.结果表明,结构参数的不确定对核电结构有一定的影响,未考虑参数不确定的地震易损性结果会低估结构的失效概率.该方法可为核电结构基于参数不确定下的易损性分析提供一定的理论依据与实用价值.关键词:核电结构;参数不确定;一次二阶矩;地震易损性分析;增量动力法中图分类号:T U ３１１．４㊀㊀㊀㊀㊀㊀文献标志码:A㊀㊀㊀文章编号:１０００Ｇ０８４４(２０２３)０５－１２４１－１０D O I :１０．２００００/j．１０００Ｇ０８４４．２０２１０８２７００１S e i s m i c f r a g i l i t y a n a l ys i s o f n u c l e a r p o w e r p l a n t s c o n s i d e r i n g s t r u c t u r a l pa r a m e t e r u n c e r t a i n t i e s Q I N M i a o j u n １,Z H A O Y a n ＇g a n g １,２,L UZ h a o h u i １(１．F a c u l t y o f A r c h i t e c t u r e ,C i v i l a n dT r a n s p o r t a t i o nE n g i n e e r i n g ,B e i j i n g U n i v e r s i t y o f T e c h n o l o g y ,B e i j i n g １００１２４,C h i n a ;２．D e p a r t m e n t o f A r c h i t e c t u r e ,K a n a g a w aU n i v e r s i t y ,Y o k o h a m a２２１Ｇ０８０６,J a pa n )Ab s t r ac t :T o c o n s ide r t h e i m p a c t of s t r u c t u r a l p a r a m e t e ru n c e r t a i n t i e s o n t h e s e i s m i c f r ag i l i t y of n u c l e a r p o w e r p l a n t s ,a s e i s m i c f r ag i l i t y a n a l ys i s b a s e do n t h e f i r s t Ｇo r d e r s e c o n d Ｇm o m e n tm e t h o d (F O S M )w a s c a r r i e d o u t i n t h i s r e s e a r c h ．T h e u n c e r t a i n t i e s o f t h e f o u r c o n c r e t e p a r a m e t e r s o f n u Ｇc l e a r p o w e r s t r u c t u r e sw e r e i n v e s t i g a t e d :t h e d e n s i t y ,e l a s t i cm o d u l u s ,P o i s s o n ＇s r a t i o ,a n d t e n Ｇs i l e s t r e n g t ho f t h ec o n c r e t e m a t e r i a l ．Af i n i t ee l e m e n tm o d e lw a se s t a b l i s h e d ,a n dt h er e s u l t s w e r e c o m p a r e dw i t h t e s t r e s u l t s t o v e r i f y t h em o d e l a c c u r a c y．B a s e d o n t h e f i n i t e e l e m e n t n u m e r i Ｇc a l s i m u l a t i o n ,d y n a m i c r e s p o n s e so f t h en u c l e a r p o w e r p l a n tm o d e lu n d e rm u l t i p l es e i s m i c r e Ｇc o r d sw i t hd i f f e r e n t p e a ka c c e l e r a t i o n sw e r ec a l c u l a t e du s i n g t h e i n c r e m e n t a ld y n a m i ca n a l ys i sm e t h o d．M e a n w h i l e,t h e l o g a r i t h m i cs t a n d a r dd e v i a t i o nu n d e r p a r a m e t e ru n c e r t a i n t i e sw a so bＧt a i n e do n t h eb a s i s o f F O S Mt o e v a l u a t e t h e s e i s m i c f r a g i l i t y c u r v e so f n u c l e a r p o w e r s t r u c t u r e s．R e s u l t s i n d i c a t e d t h a t s t r u c t u r a l p a r a m e t e r u n c e r t a i n t i e s h a v e c e r t a i n i n f l u e n c e s o nn u c l e a r p o w e r s t r u c t u r e s,a n d s e i s m i c f r a g i l i t y r e s u l t s t h a t o v e r l o o k s u c hu n c e r t a i n t i e s u n d e r e s t i m a t e s t r u c t u r a l f a i l u r e p r o b a b i l i t i e s．T h i sm e t h o d c a n p r o v i d e a t h e o r e t i c a l b a s i s a n do f f e r s p r a c t i c a l v a l u e f o r t h e f r a g i l i t y a n a l y s i s o f n u c l e a r p o w e r s t r u c t u r e s c o n s i d e r i n gp a r a m e t e r u n c e r t a i n t i e s．K e y w o r d s:n u c l e a r p o w e r s t r u c t u r e;p a r a m e t e ru n c e r t a i n t y;f i r s tＧo r d e r s e c o n dＧm o m e n t;s e i s m i cf r ag i l i t y a n a l y s i s;i n c r e m e n t a l d y n a m i c a n a l y s i sm e th o d０㊀引言核电厂发生事故后,对社会和环境将产生难以估量的影响,因此,核电厂的安全运营是关乎经济发展与社会安定的根本.核电站设计建造过程中应考虑各种不确定因素对其安全性的影响,并针对这些因素采取相应有效的措施.自从福岛核事故以来,越来越多的研究人员对既有核电站和新建核电站重新进行安全评估.由于同一震级下不同结构的地震烈度有明显区别,不同的烈度主要取决于建筑的结构材料,施工质量等因素,其中结构的材料属性可反映施工质量的优劣,影响着结构的整体性能.因此,材料参数不确定性对结构抗震性能的影响仍不可忽略.在核电厂的抗震分析中,对核电站在超过基准地震动作用下的有效评估是保证核电安全的关键.因此,核电站的地震概率风险评估(S e i s m i cP r o b aＧb i l i t y R i s kA s s e s s m e n t,S P R A)已广泛应用于新建或已建的核电站系统的安全评估中[１].而地震易损性分析是S P R A中至关重要的部分,是评估在地震作用下结构可靠性的关键步骤,为抗震设计与风险评估提供指导依据.因此,准确获得结构的易损性是地震风险评估的前提条件.目前,美国所提出的多种地震易损性分析方法已被世界许多国家所采用[２],主要为以下三种方法:Z i o n法[３]㊁地震安全裕度法(S e i s m i cS a f e t y M a r g i n R e s e a r c h P r o g r a m, S S M R P)[４]和B N L(B r o o k h a v e n N a t i o n a lL a b o r aＧt o r y)[５]方法.其中Z i o n法与S S M R P法都通过专家评估与经验判断确定,结果具有较大的主观性.在B N L方法中,通过随机振动理论与极值理论获得结构的最大反应分布,而参数不确定则是通过拉丁超立方抽样进行考虑.W h i t t a k e r等[６]综述了隔震核电厂地震易损性的发展.Z h a o等[７]对屏蔽厂房进行了地震易损性评估,考虑了流固耦合对其影响,同时采用三种不同方法建立了核电厂系统的易损性曲线.在实际工程结构中除地震动激励的不确定外,还存在外部环境㊁材料属性和人工干预等不确定因素,而多数核电厂的风险评估中未考虑参数不确定的影响[８].研究表明,参数不确定对结构可靠性分析有不利的影响[９].早期是通过蒙特卡洛模拟(M o n t eC a r l o sS i m u l a t i o n,M C S)[１０]考虑参数不确定,但由于模拟方法对于小失效概率事件计算量庞大,并且获得结构的响应函数计算时间成本较大,难以直接使用.随后许多学者针对该方法进行了改进,发展了不同的抽样方法,N Y u n等[１１]提出采用一组模型的输入输出样本估计整体可靠性灵敏度指标的方法,并结合子集模拟以减小计算量;A l v a r e z 等[１２]采用随机集理论计算失效概率的上下界,其中变量之间的相关性采用C o p u l a函数表示,该方法对于低维空间有较好的适用性.A l b a n等[１３]提出了一种高效处理高维㊁小失效概率问题的子集模拟方法,选择合理的中间失效事件,将较小的失效概率表达为一系列较大失效概率的乘积,并利用马尔科夫链模拟(M a r k o vC h a i n M o n t eC a r l o,M C M C)方法生成条件样本计算失效概率,该方法对变量维数㊁极限方程形式等均没有限制,适用于非线性较高的小失效概率可靠性问题,但对于中间失效事件的选取及生成样本的相关性对计算结果有较大的影响,为减小其影响,发展了自适应重要抽样法等[１４Ｇ１５].其次以展开法为主的矩法等是考虑参数不确定的有效方法[１６].Z h a oY G等[１７]提出高阶矩方法,对已有方法进行了简化,同时具有较高的精度.一次二阶矩法(F i r s tＧO r d e rS e c o n dＧM o m e n t,F O S M)与M C S 方法相比因计算简单已被广泛应用于各种结构,如混合结构㊁钢结构㊁桥梁结构的易损性分析中[１８Ｇ１９].蒋亦庞等[２０]基于F O S M方法分析了无筋砌体结构在参数不确定下的地震易损性,结果表明,参数不确定对易损性的影响不可忽略.２４２１㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀地㊀震㊀工㊀程㊀学㊀报㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀２０２３年本文以混凝土的材性参数为随机变量,采用A N S Y S 有限元建模,通过与试验结果对比验证,表明有限元模型可作为易损性分析中的模拟工具.在此基础上结合增量动力法(I n c r e m e n t a lD yn a m i c A n a l ys i s ,I D A )[２１]与F O S M 考虑核电厂在参数不确定下的地震易损性,得到核电结构的地震易损性曲线.结果表明,参数不确定对核电结构的地震易损性具有显著的影响.１㊀核电厂结构模型与验证１．１㊀核电站的有限元模型本文利用有限元软件A N S Y S 的交互仿真平台,对C A P １４００核岛结构及周边附属厂房建模.其尺寸如图１所示.本文主要考查核岛结构在地震作用下结构关键点的动力响应,因此在建模时对实际的复杂结构进行适当的简化,不考虑屏蔽厂房内部钢制安全壳的影响.因结构的厚度方向尺寸相对较小,屏蔽厂房和辅助厂房采用壳单元,选用S H E L L １８１薄壳单元进行建模,基础底板采用实体S O L I D ６５单元.保证混凝土材料全曲线有下降段,本文采用了多线性随动强化(MK I N )模型考虑混凝土进入塑性的性能(图２).为满足规范要求,采用C ５０混凝土,抗压强度f c ＝２３．１M P a ,密度r c ＝２５００k g/m ３,弹性模量E c ＝３．４５ˑ１０４M P a ,泊松比u c ＝０．１８.混凝土的应力应变曲线采用K e n t ＧP a r k 模型[２２].屏蔽厂房和辅助厂房之间㊁结构和土体之间采用M P C 型绑定约束.场地岩土力学参数如下:r s ＝２６００k g /m ３,E s ＝１００３０M P a ,剪切波速v s ＝１２５０m /s ,泊松比u s ＝０．３２,内聚力c s ＝０．９M P a ,摩擦角f s ＝４２．８ʎ,选用A N S Y S 中自带的D r u c k e r ＧP r a ge r 模型.土体周围边界参考刘晶波等[２３]和D e e k s 等[２４Ｇ２５]提出的黏弹性人工边界,如图３所示.其中,弹簧阻尼器单元的参数按式(１)和式(２)确定.图１㊀核电站结构模型平面图(单位:mm )F i g．１㊀P l a no f t h en u c l e a r p o w e r p l a n t s t r u c t u r em o d e l (U n i t :mm)图２㊀混凝土线性随动强化模型F i g ．２㊀L i n e a r k i n e m a t i ch a r d e n i n g mo d e l o f c o n c r e t e 图３㊀三维黏弹性人工边界示意图F i g ．３㊀D i a g r a mo f t h e ３Dv i s c o u s Ｇe l a s t i c a r t i f i c i a l b o u n d a r y法向:K i ＝１１＋A λ＋２Gr,㊀C i ＝B ρc P ㊀(１)３４２１第４５卷第５期㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀秦苗珺,等:核电厂考虑结构参数不确定的地震易损性分析㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀切向:K i＝１１＋A G r,㊀C i＝Bρc S㊀(２)式中:ρ为介质密度;λ,G为介质拉梅常数,下标i＝１,２,３分别表示X,Y和Z三个方向;c P＝λ＋２Gρ与c S＝Gρ分别表示P波和S波的波速,长度r可取近场结构中心到该人工边界所在边界面的距离;参数A表示平面波与散射波的幅值含量比,参数B 表示物理波速与视波速的关系,按照参考文献[２４]中取值为A＝０．８,B＝１．１.根据以上结构参数建立的核岛结构有限元模型如图４所示.图４㊀核电站的整体模型F i g．４㊀O v e r a l lm o d e l o f t h en u c l e a r p o w e r p l a n t １．２㊀模型验证及对比为验证有限元模型的准确性,建立与振动台试验相一致的模型进行对比.试验模型采用１ʒ４０缩尺比例,缩尺后的模型尺寸为２２８５m mˑ１０５８m mˑ１１８８m m(长ˑ宽ˑ高),屏蔽厂房尺寸１２００m mˑ２１９４m m(直径ˑ高),底板厚１６０m m.附属厂房和屏蔽厂房部分模型如图５所示.地震动输入选用安县地震记录.安县地震动是２００８年汶川地震中观测到的地震加速度记录[２６],其中水平X方向的峰值加速度为２．９９m/s２,持续时间为５０s,时间步长为０．００８s.地震动加速度时程如图６所示,相应的加速度反应谱如图７所示.峰值加速度采用０．３g.选取屏蔽厂房沿标高从上到下７个关键点进行对比.图８展示了安县地震动下个测点峰值加速度的试验结果与有限元分析结果的对比.㊀㊀从图８中可看出,有限元模型在一定程度上反图５㊀核电站试验的缩尺模型与振动台试验的整体模型F i g．５㊀S c a l em o d e l o f t h en u c l e a r p o w e r p l a n t a n do v e r a l lm o d e l o f s h a k i n g t a b l e t e s t图６㊀输入的地震动及加速度时程F i g．６㊀I n p u t g r o u n dm o t i o n s a n da c c e l e r a t i o n t i m eh i s t o r y映了结构的真实动力特性.从X方向可看出,振动台试验中,核岛结构下部加速度响应较有限元结果偏小,数值模型的整体加速度响应从底部到顶部变化范围小,有限元模型沿高度方向基本呈线性变化,表明结构处于弹性状态,整体刚度比试验模型偏大;结构顶部的峰值加速度比有限元模型的偏大,其主要原因可能是X方向的结构刚度沿层高分布不均匀,同时在试验中土体属性由于振动过程有所改变,与结构之间的接触边界也相应发生变化.而Y㊁Z向峰值加速度的数值分析结果与试验相比偏大,可能由于模型中两方向的整体刚度较大的原因,试验中土体的整体刚度未达到预期效果,而且由于土层在振动台试验过程中整体形态有所变化,与结构之间的相互作用减弱.因此,在软弱地基下造成结构响应偏小.从上图表明该有限元模型在一定程度上可等效为实际的４４２１㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀地㊀震㊀工㊀程㊀学㊀报㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀２０２３年核电厂结构.图７㊀加速度反应谱F i g ．７㊀A c c e l e r a t i o n r e s p o n s e s pe c t r u m 通过将上述缩尺模型按照相应比例放大为原模型尺度,场地土采用相同的土体参数,人工边界采用同样的黏弹性人工边界,并利用该模型进行易损性分析.２㊀地震动参数及结构极限状态２．１㊀地震动与地震强度指标选取通过已有研究表明,在I D A 中选取２０条地震记录足以考虑地震动输入的不确定性[４,９].本文依据A P １０００反应谱(图９)从美国太平洋地震研究中心P E E R 的强震数据库中选取２０条实测地震记录,震级分布在５．２~７．４９,峰值加速度分布在０．０８g~０．７６g ,如表１所列.图８㊀安县地震动下各测点峰值加速度的试验结果与有限元分析结果的对比F i g ．８㊀C o m p a r i s o nb e t w e e n t e s t r e s u l t a n d f i n i t e e l e m e n t a n a l ys i s r e s u l t o f p e a ka c c e l e r a t i o n o f e a c hm e a s u r i n gpo i n t u n d e rA n x i a n g r o u n dm o t i on 图９㊀A P １０００设计反应谱F i g ．９㊀D e s i g n r e s p o n s e s pe c t r u mo fA P １０００㊀㊀地震易损性分析中常用的地震动强度参数(I n Ｇt e n s i t y Me a s u r e ,I M )一般取为结构基本周期对应的加速度谱值S a (T １,５％)(T １为结构的基本周期)或峰值加速度(P e a kG r o u n dA c c e l e r a t i o n ,P G A ).由于结构参数不确定会导致结构基本周期成为一个不确定变量,采用S a (T １,５％)作为I M 参数会使分析变得复杂,因此,选取P G A 作为I M 参数.在进行I D A 分析时,分别将２０条地震记录的P G A 调整为０．０５g ~０．８g (间隔为０．０５g ),对结构进行有限元分析.５４２１第４５卷第５期㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀秦苗珺,等:核电厂考虑结构参数不确定的地震易损性分析㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀表１㊀２０条天然地震动记录T a b l e１㊀２０n a t u r a l g r o u n dm o t i o n r e c o r d s序号地震名称观测站年份震级方向/(ʎ)P G A/g １S a g u e n a yＧ４２B a i eＧS tＧP a u l,Q C１９８８６．７００．２１２A u S a b l e F o r k sＧ５２７B r u c eP e n i n s u l a２００２５．３５２７００．１２３M t C a r m e lＧ２５９３O g d e n s b u r g N J２００８５．８０９００．１７４V a l D e s B o i sＧ３９７７S tＧR o c hＧd e sＧA u l n a i e sQ C２０１０５．２０９００．１９５V a l D e s B o i sＧ３９７８P a l i s a d e sN Y２０１０５．４０００．０８６N a h a n n iＧ５７０９N a h a n n iN T１９８５６．７６１８００．２１７M i n e r a lＧ８５５２A d a m D z i e w o n s k iO b s e r v a t o r y２０１１６．１９９００．２１８A u S a b l e F o r k sＧ５２７B r u c eP e n i n s u l aO N２００２５．２０E０．１５９R i v i e r e D u L o u pＧ１６８４S tＧR o c hＧd e sＧA u l n a i e sQ C２００５６．６３N０．２７１０M t C a r m e lＧ２７３８H a l l sT N２００８５．３３１８００．１７１１G u yＧ６５２７O z a r kF o l kC e n t e r２０１１５．７５２２５０．２１２G r e e n b r i e rＧ６９３２P u d d i n g s t o n e a m１９７１６．３４３６００．３２１３L y t l eC r e e k W r i g h t w o o dＧ６０７４P a r k D r１９７１６．５３２１６０．４７１４L i v e m o r eＧ０１T r a c yＧS e w a g eT r e a t m P l a n t１９８０６．４１２７００．５２１５S a nF e r n a n d o C e d a r S p r i n g s P u m p h o u s e１９７１７．４９９００．７６１６M a n a g u aN i c a r a g u aＧ０２S a n t aF e l i t aD a m(O u t l e t)１９７１６．４１２７００．６２１７P o i n t M u g u U C S BＧF l u i d M e c hL a b１９７１６．１１２２５０．６７１８H o l l i s t e rＧ０３M a n a g u a_E S S O１９７２５．２２７００．４２１９H u m b o l tB a y P o r tH u e n e m e１９７３５．６５１８００．３６２０S o u t h e r nC a l i f G i l r o y A r r a y＃１１９８４７．１４００．５１２．２㊀核电结构不确定参数由于核岛结构以混凝土材料为主,因此选用混凝土的密度r c,弹性模量E c,泊松比u c,抗拉强度f t作为随机变量.由于目前针对核电结构不确定性参数之间的相关性研究仍不充分,现有文献难以获得参数间的相关系数,因此本文采用简化分析处理,假设各参数之间相互独立.同时,本文也不考虑模型参数在结构空间分布上的不确定性,假设四个随机变量的概率信息如表２所列.表２㊀结构不确定性参数的概率信息T a b l e２㊀P r o b a b i l i t y i n f o r m a t i o no f s t r u c t u r a lu n c e r t a i n t yp a r a m e t e r s模型参数随机变量均值变异系数分布密度/(k g/m３)ρc２５０００．０２正态分布弹性模量/P a E c３．４５e１００．１对数正态分布泊松比u c０．１８０．２正态分布抗拉强度/P a f t１．８９e６０．１１正态分布２．３㊀结构极限状态的定义本文参考了C r o w l e y等[２７]提出的基于失效模式反演结构在不同极限状态的抗震能力的方法,通过基于变形与应力混合控制的方法定义极限状态,假设结构的最大拉应变达到混凝土的极限拉应变作为结构轻微破坏的极限状态(L i m i tS t a t e,L S)L S１;中等破坏为L S２,定义为混凝土最大压应变达到极限压应变的一半;严重破坏定义为混凝土达到峰值压应力所对应的极限状态L S３.文中选取屏蔽厂房结构的顶部位移作为结构抗震性能指标,通过P U S HO V E R分析确定核岛结构的三个极限状态对应的顶部最大位移,如表３所列.表３㊀顶部最大位移限值T a b l e３㊀M a x i m u md i s p l a c e m e n t l i m i t s a t t h e t o p极限状态L S１L S２L S３顶部最大位移限值/m０．０３０４０．０５３４０．１０４８３㊀考虑结构参数不确定性的地震易损性分析方法３．１㊀地震易损性模型结构地震易损性是指在不同强度的地震作用下,结构超过某一特定极限状态的失效概率,从宏观上反映了地震动强度与结构的损伤程度之间的关系,是评估结构抗震性能水平的关键组成部分.通常结构的地震易损性计算模型可表达为在某一确定的地震强度I M下,地震需求D达到或超过结构抗震能力C的条件概率,即,F G(x)＝P[DȡC I M＝x]㊀(３)式中:F G(x)为易损性函数,通常采用对数正态分布作为易损性概率模型[２８Ｇ２９],即认为地震需求D与抗震能力C均服从对数正态分布,对于某一特定极限状态L S,地震易损性可表示为:F G(x)＝P[L S I M＝x]＝P[DȡC I M＝x]＝Φl n(x/m G)βGéëêêùûúú(４)６４２１㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀地㊀震㊀工㊀程㊀学㊀报㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀２０２３年式中:Φ[ ]是标准正态变量的累积分布函数;C i 为极限状态L S i 下结构抗震能力限值;m G 与βG 分别为结构地震易损性函数的中位值和对数标准差.当不考虑参数不确定时,βG ＝βR T R ,表征仅有地震动不确定性的影响,可根据１６％分位曲线与８４％分位曲线,按照式(５)计算得到[３０]:m R ,１６％＝m Ge x p (－βR T R )m R ,８４％＝m G e x p (βR T R )㊀(５)式中:m R ,１６％表示１６％分位曲线;m R ,８４％表示８４％分位曲线.通过式(５)可得到相应的地震易损性曲线.地震易损性曲线直观反映了结构的抗震性能,曲线的中心点取决于结构的抗震极限承载能力,而其形状主要由结构抗震性能的不确定决定,如图１０所示.当结构参数不确定性较大时,不考虑不确定性所带来的影响容易高估结构的可靠性,使得结构偏于不安全.因此,在参数不确定的条件下,有必要结构参数对结构地震易损性的影响.图１０㊀地震易损性曲线的概率特征F i g ．１０㊀P r o b a b i l i t y ch a r a c t e r i s t i c s o f s e i s m i c f r a g i l i t y cu r v e ３．２㊀基于F O S M ＧI D A 考虑参数不确定的易损性分析方法本文采用F O S M 考虑参数不确定的影响.假设结构存在随机变量X ＝[X １,X ２, ,X n ],诸如结构材料的弹性模量,强度等.易损性函数如式(４)中,由于参数不确定的影响,m G 与βG 均体现为随机变量的形式,即考虑参数不确定的易损性模型转化为对模型参数的估计,以下将通过F O S M 确定对数均值m G 与对数标准差βG .假设结构的功能函数Z 为随机变量X 的函数Z ＝G (X ),F O S M 方法是通过将函数在随机变量X 的均值μX 处近似展开为一阶泰勒级数形式估计相应的均值和方差[１９],如式(６)和式(７)所示:μZ ʈG (μX )㊀(６)β２Zʈðni ＝１ðnj ＝１∂G ∂X i X ＝μX æèçöø÷∂G ∂x j X ＝μX æèçöø÷ρi j σX i σX j (７)式中:ρi j 为X i 和X j 的相关系数;σX i 为X i 的标准差.其中∂G∂X iX ＝μX由下式计算:∂G∂X jX ＝μXʈz (x ＋i )－z (x －i )２σX i㊀(８)式中:y (x ＋i )与y (x －i )分别为X 的第i 个变量取平均值加减一倍的标准差,其他变量取均值时的函数值.当随机变量相互独立时,式(７)可写为:β２Zʈðni ＝１∂G ∂X i X ＝μX æèçöø÷２σ２X i ㊀(９)据文献[３１]通过数值模型与式(９)即可得到各随机变量在各个取值(即平均值加减一倍标准差)下的地震需求与参数不确定下的对数标准差.综合考虑地震动不确定和结构参数不确定后,此时新定义的易损性函数的总对数标准差βT O T 如式(１０)所示:β２TO T ＝β２R T R ＋β２MO L ㊀(１０)式中:βR T R 与βMO L 分别表示只考虑地震动不确定与结构参数不确定的对数标准差,可分别根据式(５)和式(９)计算得到.４㊀核电结构易损性分析结果选用２０条实际地震动记录作为输入(表１),对核电站结构进行I D A 分析,并按照上述方法考虑不确定参数下的地震易损性分析,得到各峰值加速度下不同地震记录的结构最大响应值,通过采用基于I M 准则得到１６％㊁５０％和８４％分位数曲线如图１１所示.图１１㊀１６％㊁５０％和８４％分位数曲线F i g．１１㊀１６％,５０％,８４％q u a n t i l e c u r v e s ７４２１第４５卷第５期㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀秦苗珺,等:核电厂考虑结构参数不确定的地震易损性分析㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀由图１１可知,以上三条分位数曲线在起始阶段有明显的线弹性段,表明结构响应与P G A 是线性关系,随着P G A 的增加,曲线斜率明显减小,结构响应出现非线性.通过对I D A 结果进行统计回归后,得到未考虑结构参数不确定的地震易损性曲线,同时基于F O S M 计算结构参数不确定下核电结构不同极限状态的地震易损性曲线,如图１２所示.其中N O N Ｇ表示只考虑地震动不确定时的计算结果,C O N Ｇ表示同时考虑地震动和结构参数不确定性时的计算结果.图１２㊀结构易损性曲线的对比F i g ．１２㊀C o m p a r i s o nb e t w e e n s t r u c t u r a l f r a g i l i t y cu r v e s 根据地震易损性曲线的特性可知,曲线的倾斜程度反映了不确定性对地震易损性的影响程度.当P G A 处于０．７g ~１．４g 时,达到L S ２极限状态的失效概率在０．２~０．８范围内,表明结构响应存在较大的离散性,并且在L S ３极限状态表现更加明显.通过图１２可看出考虑参数不确定与未考虑参数不确定的两条易损性曲线不重合,考虑参数不确定的易损性曲线斜率小于未考虑参数不确定的易损性曲线,未达到地震强度中位值前,考虑参数不确定后计算失效概率高于未考虑参数不确定的情况,并且随着破坏等级提高,其相差越大.当在L S ２破坏等级,考虑地震动输入不确定与参数不确定的对数标准差分别为βR T R ＝０．２３５和βM O L ＝０．１７４(表４),两者比值βM O L /βR T R 为０．７３８.可见,结构材料参数不确定对核电站厂房结构的地震易损性的影响不能忽略.为进一步研究以上四个随机变量对核电结构的地震易损性的影响,对不确定参数进行敏感性分析.在上述计算的基础上,随机参数分别取均值增减１倍和２倍标准差进行地震易损性分析.此时,每个参数下包括５个计算工况:μX i ,μX i ʃσX i ,μX i ʃ２σX i .以易损性曲线的地震强度中位值m R 作为评价指标,对每个结构参数下的５个计算工况结果进行归一化处理:m ∗R(μX i ʃk σX i )＝m R (μX i ʃk σX i )m R (μX i),k ＝１,２(１１)式中:m R ()为结构参数X i 取相应值而其他参数取平均值时的地震强度中位值;m ∗R ( )为对应的归一化结果,m ∗R( )偏离１越多,表示该参数敏感性越高.表４㊀结构参数不确定对地震易损性的影响T a b l e ４㊀I n f l u e n c e o f p a r a m e t e r u n c e r t a i n t i e s o n s e i s m i cv u l n e r a b i l i t y of t h e s t r u c t u r e 极限状态L S １L S ２L S ３βR T R０．２１３０．２３５０．３０５βM D L０．１６２０．１７４０．２０２βM D L /βR T R０．７６００．７３８０．６６３βT O T０．２６７０．２９３０．３６７结果如图１３所示.从图中可看出,除弹性模量外,其他参数均在０．８７~１．０８范围内变化,变化幅度为０．２１.而弹性模量的归一化结果的变化范围是０．７６~１．２３,幅度为０．４６,是前者的两倍之多.表明材料弹性模量的敏感性远高于其他三个参数,是结构地震易损性分析的控制性参数.５㊀结㊀论以核电站厂房为研究对象,采用I D A 方法计算地震易损性,并基于F O S M 考虑结构材料参数的不确定对其影响,主要结论如下:(１)在核电厂结构地震易损性分析中,需要同时考虑地震动与结构材料参数两类不确定的影响,并且随着破坏等级的提高,结构不确定性参数U I 易损性的影响程度也越大.(２)结构参数的不确定相比于地震动不确定是不可忽略的,结构参数不确定的标准差占到地震动不确定标准差的６０％,因此有必要在核电站易损性分析中同时考虑两种不确定的影响,同时,在核电站的四种不确定参数中,以弹性模量对地震易损性的影响最为显著,是参数不确定中的控制因素.(３)F O S M ＧI D A 便于计算,可作为工程中一种计算地震易损性的有效方法,通过考虑参数不确定的影响,能够有效解决原有方法在低失效概率情况下高估结构抗震性能的问题,更加准确地评估结构的易损性.８４２１㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀地㊀震㊀工㊀程㊀学㊀报㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀２０２３年图１３㊀地震强度中位值随各结构材料参数的变化规律F i g．１３㊀V a r i a t i o no f t h em e d i a nv a l u e o f s e i s m i c i n t e n s i t y w i t hd i f f e r e n t s t r u c t u r a lm a t e r i a l p a r a m e t e r s参考文献(R e f e r e n c e s)[１]㊀HWA N G H H M．F r a g i l i t y a s s e s s m e n t f o r s e i s m i cP R As t u dＧi e s[R]．N e w Y o r k:B r o o k h a v e nN a t i o n a l L a b o r a t o r y,１９８５．[２]㊀HWA N G H H M．S e i s m i c p r o b a b i l i s t i cr i s ka s s e s s m e n ta n d s e i s m i cm a r g i n s s t u d i e s f o rn u c l e a r p o w e r p l a n t s[J]．P r o b a b iＧl i s t i cE n g i n e e r i n g M e c h a n i c s,１９８８,３(４):１７０Ｇ１７８．[３]㊀K E N N E D Y RP,R A V I N D R A M K．S e i s m i c f r a g i l i t i e s f o rn uＧc l e a r p o w e r p l a n t r i s k s t ud ie s[J]．N u c l e a rE n g i n e e r i n g a n dD eＧs i g n,１９８４,７９(１):４７Ｇ６８．[４]㊀S M I T H PD,D O N G R G,B E R N R E U T E R D L,e t a l．S e i s m i c s a f e t y m a r g i n s r e s e a r c h p r o g r a m(p h a s e I I),f i n a l r e p o r tＧo v e rＧv i e w[R]．L a w r e n c eL i v e rＧm o r eL a b o r a t o r y,１９８１．[５]㊀王晓磊,吕大刚,阎卫东．核电厂安全壳地震概率风险评估[J]．原子能科学技术,２０２０,５４(１２):２３９７Ｇ２４０３．WA N GX i a o l e i,LÜD a g a n g,Y A N W e i d o n g．S e i s m i c p r o b a b i l i sＧt i cr i s ka s s e s s m e n to fn u c l e a r p o w e r p l a n tc o n t a i n m e n t[J]．A t o m i cE n e r g y S c i e n c ea n d T e c h n o l o g y,２０２０,５４(１２):２３９７Ｇ２４０３．[６]㊀WH I T T A K E RAS,S O L L O G O U BP,K I M M K．S e i s m i c i s o l aＧt i o no f n u c l e a r p o w e r p l a n t s:p a s t,p r e s e n t a n df u t u r e[J]．N uＧc l e a rE n g i n e e r i n g a n dD e s i g n,２０１８,３３８:２９０Ｇ２９９．[７]㊀Z H A O C F,Y U N,MO Y L．S e i s m i cf r a g i l i t y a n a l y s i so fA P１０００S Bc o n s i d e r i n g f l u i dＧs t r u c t u r e i n t e r a c t i o ne f f e c t s[J]．S t r u c t u r e s,２０２０,２３:１０３Ｇ１１０．[８]㊀K E N N E D YRP,C O R N E L LCA,C A M P B E L LRD,e t a l．P r o b aＧb i l i s t ic s e i s m i c s a f e t y s t ud y o f a ne x i s t i n g n u c l e a r p o w e r p l a n t[J]．N u c l e a rE n g i n e e r i n g a n dD e s i g n,１９８０,５９(２):３１５Ｇ３３８．[９]㊀C H O U D HU R YT,K A U S H I K HB．T r e a t m e n t o f u n c e r t a i n t i e si ns e i s m i c f r a g i l i t y a s s e s s m e n t o fR C f r a m e sw i t hm a s o n r y i nＧf i l lw a l l s[J]．S o i l D y n a m i c s a n dE a r t h q u a k eE ng i n e e r i n g,２０１９,１２６:１０５７７１．[１０]㊀WA N G H Z,P HAM H．S u r v e y o f r e l i a b i l i t y a n da v a i l a b i l i t ye v a l u a t i o n of c o m p l e x n e t w o r k s u s i ng M o n t e C a r l o t e ch ni q u e s[J]．M i c r o e l e c t r o n i c sR e l i a b i l i t y,１９９７,３７(２):１８７Ｇ２０９．[１１]㊀Y U N W,L UZ,Z H A N GY,e t a l．A n e f f i c i e n t g l o b a l r e l i a b i l i t y s e n s i t i v i t y a n a l y s i s a l g o r i t h mb a s e do nc l a s s i f i c a t i o no fm o d e lo u t p u t a n d s u b s e t s i m u l a t i o n[J]．S t r u c t u r a l S a f e t y,２０１８,７４:４９Ｇ５７．[１２]㊀A L V A R E Z D A,U R I B E F,HU R T A D OJE．E s t i m a t i o no f t h e l o w e r a n d u p p e r b o u n d s o n t h e p r o b a b i l i t y o f f a i l u r e u s i n gs u b s e t s i m u l a t i o na n d r a n d o ms e t t h e o r y[J]．M e c h a n i c a l S y sＧt e m s a n dS i g n a l P r o c e s s i n g,２０１８,１００:７８２Ｇ８０１．[１３]㊀A L B A N A,D A R J IH A,I MAMU R A A,e t a l．E f f i c i e n tM o n t eC a r l om e t h o d s f o r e s t i m a t i n g f a i l u r e p r o b a b i l i t i e s[J]．R e l i a b i lＧi t y E n g i n e e r i n g&S y s t e mS a f e t y,２０１７,１６５(S e p．):３７６Ｇ３９４．[１４]㊀A USK．O n t h e s o l u t i o no f f i r s t e x c u r s i o n p r o b l e m s b y s i m uＧl a t i o n w i t ha p p l i c a t i o n s t o p r o b a b i l i s t i cs e i s m i c p e r f o r m a n c ea s s e s s m e n t[D]．P a s a d e n a,C a l i f o r n i a:C a l i f o r n i aI n s t i t u t eo fT e c h n o l o g y,２００１．[１５]㊀G R O O T E MA NF．A d a p t i v e r a d i a lＧb a s e d i m p o r t a n c e s a m p l i n g m e t h o d f o r s t r u c t u r a l r e l i a b i l i t y[J]．S t r u c t u r a l S a f e t y,２００８,９４２１第４５卷第５期㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀秦苗珺,等:核电厂考虑结构参数不确定的地震易损性分析㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀３０(６):５３３Ｇ５４２．[１６]㊀T I C H Y＇M．F i r s tＧo r d e rt h i r dＧm o m e n tr e l i a b i l i t y m e t h o d[J]．S t r u c t u r a l S a f e t y,１９９４,１６(３):１８９Ｇ２００．[１７]㊀Z HA OYG,O N OT．M o m e n tm e t h o d s f o r s t r u c t u r a l r e l i a b i l iＧt y[J]．S t r u c t u r a l S a f e t y,２００１,２３(１):４７Ｇ７５．[１８]㊀S UL,L IXL,J I A N GYPJ．C o m p a r i s o n o fm e t h o d o l o g i e s f o r s e i s m i c f r a g i l i t y a n a l y s i so fu n r e i n f o r c e d m a s o n r y b u i l d i n g sc o n s ide r i n g e p i s t e m i c u n c e r t a i n t y[J]．E n g i n e e r i n g S t r u c t u r e s,２０２０,２０５(１５):１１００５９．[１９]㊀S Y E DS,G U P T AA．S e i s m i c f r a g i l i t y o f R C s h e a rw a l l s i n n uＧc l e a r p o w e r p l a n tＧp a r t２:i n f l u e n c eo fu n c e r t a i n t y i n m a t e r i a lp a r a m e t e r so nf r a g i l i t y o fc o n c r e t es h e a r w a l l s[J]．N u c l e a rE n g i n e e r i n g a n dD e s i g n,２０１５,２９５(１２):５８７Ｇ５９６．[２０]㊀蒋亦庞,苏亮,黄鑫．考虑参数不确定性的无筋砌体结构地震易损性分析[J]．工程力学,２０２０,３７(１):１５９Ｇ１６７．J I A N G Y i p a n g,S U L i a n g,HU A N G X i n．S e i s m i cf r a g i l i t ya n a l y s i so fu n r e i n f o r c e d m a s o n r y s t r u c t u r e sc o n s i d e r i n gp aＧr a m e t e ru n c e r t a i n t i e s[J]．E n g i n e e r i n g M e c h a n i c s,２０２０,３７(１):１５９Ｇ１６７．[２１]㊀F E R R A C U T IB,R U IP,S A V O I A M,e ta l．V e r i f i c a t i o no fd i s p l a ce m e n tＧb a s e da d a p t i v e p u s h o v e r t h r o u g h m u l t iＧg r o u n dm o t i o n i n c r e m e n t a l d y n a m i c a n a l y s e s[J]．E n g i n e e r i n g S t r u cＧt u r e s,２００９,３１(８):１７８９Ｇ１７９９．[２２]㊀过镇海,时旭东．钢筋混凝土原理和分析[M]．北京:清华大学出版社,２００３．G U O Z h e n h a i,S H IX u d o n g．R e i n f o r c e dc o n c r e t et h e o r y a n da n a l y s e[M]．B e i j i n g:T s i n g h u aU n i v e r s i t y P r e s s,２００３．[２３]㊀刘晶波,吕彦东．结构Ｇ地基动力相互作用问题分析的一种直接方法[J]．土木工程学报,１９９８,３１(３):５５Ｇ６４．L I UJ i n g b o,LÜY a n d o n g．Ad i r e c tm e t h o d f o r a n a l y s i s o f d yＧn a m i c s o i lＧs t r u c t u r ei n t e r a c t i o n[J]．C h i n a C i v i lE n g i n e e r i n gJ o u r n a l,１９９８,３１(３):５５Ｇ６４．[２４]㊀D E E K S AJ,R A N D O L P H M F．A x i s y mm e t r i c t i m eＧd o m a i n t r a n s m i t t i n g b o u n d a r i e s[J]．J o u r n a lo fE n g i n e e r i n g M e c h a nＧi c s,１９９４,１２０(１):２５Ｇ４２．[２５]㊀杜修力,赵密,王进廷．近场波动模拟的人工应力边界条件[J]．力学学报,２００６,３８(１):４９Ｇ５６．D U X i u l i,Z HA O M i,WA N G J i n t i n g．A s t r e s s a r t i f i c i a lb o u n d a r y i n f e a f o r n e a rＧf i e l dw a v e p r o b l e m[J]．C h i n e s e J o u rＧn a l o f T h e o r e t i c a l a n dA p p l i e dM e c h a n i c s,２００６,３８(１):４９Ｇ５６．[２６]㊀L IXJ,Z H O U Z H,Y U H Y,e t a l．S t r o n g m o t i o no b s e r v aＧt i o n sa n dr e c o r d i n g sf r o m t h e g r e a t W e n c h u a n E a r t h q u a k e[J]．E a r t h q u a k e E n g i n e e r i n g a n d E n g i n e e r i n g V i b r a t i o n,２００８,７(３):２３５Ｇ２４６．[２７]㊀C R OW L E Y H,P I N H O R,B OMM E RJ J．A p r o b a b i l i s t i c d i sＧp l a c e m e n tＧb a s e d v u l n e r a b i l i t y a s s e s s m e n t p r o c e d u r e f o re a r t h q u a k e l o s se s t i m a t i o n[J]．B u l l e t i no fE a r t h q u a k eE n g iＧn e e r i n g,２００４,２(２):１７３Ｇ２１９．[２８]㊀A L L I NC O R N E L LC,J A L A Y E RF,H AM B U R G E R R O,e ta l．P r ob a b i l i s t i cb a s i s f o r２０００S A Cf e d e r a l e m e r g e nc y m a nＧa g e m e n t a g e n c y s t e e lm o m e n t f r a m e g u i d e l i n e s[J]．J o u r n a l o fS t r u c t u r a l E n g i n e e r i n g,２００２,１２８(４):５２６Ｇ５３３．[２９]㊀王晓磊,吕大刚．核电站地震易损性分析方法的研究进展[J]．地震工程与工程振动,２０１４,３４(增刊１):４０９Ｇ４１５．WA N GX i a o l e i,LÜD a g a n g．M e t h o d o l o g i e s f o r s e i s m i c f r a g i l iＧt y a n a l y s i s o f n u c l e a r p o w e r p l a n t s:s t a t eＧo fＧt h eＧa r t[J]．E a r t hＧq u a k e E n g i n e e r i n g a n d E n g i n e e r i n g D y n a m i c s,２０１４,３４(S u p p l０１):４０９Ｇ４１５．[３０]㊀于晓辉．钢筋混凝土框架结构的概率地震易损性与风险分析[D]．哈尔滨:哈尔滨工业大学,２０１２．Y U X i a o h u i．P r o b a b i l i s t i c s e i m i c f r a g i l i t y a n dr i s ka n a l y s i so fr e i n f o r c e d c o n c r e t e f r a m es t r u c t u r e s[D]．H a r b i n:H a r b i nI nＧs t i t u t e o fT e c h n o l o g y,２０１２．[３１]㊀L U X Z,T I A N Y,G U A N H,e ta l．P a r a m e t r i cs e n s i t i v i t y s t u d y o nr e g i o n a ls e i s m i cd a m a g e p r e d i c t i o n o fr e i n f o r c e dm a s o n r y b u i l d i n g s b a s e d o n t i m eＧh i s t o r y a n a l y s i s[J]．B u l l e t i no fE a r t h q u a k eE n g i n e e r i n g,２０１７,１５(１１):４７９１Ｇ４８２０．(本文编辑:任㊀栋)０５２１㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀地㊀震㊀工㊀程㊀学㊀报㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀２０２３年。

核电厂安全级电气设备抗震鉴定
核电厂的安全级电气设备是核电站的重要组成部分，其在核电站的安全性和运行稳定性方面发挥着重要作用。

然而，地震是一种常见的自然灾害，可能会对核电站产生严重影响。

因此，核电厂安全级电气设备的抗震鉴定是非常重要的。

抗震鉴定是指对电气设备在地震发生时所受的震动、冲击、剪切力、扭矩等的影响进行评估，以确定其在地震中的安全性能。

对于核电厂的安全级电气设备而言，抗震鉴定更是必不可少的一项工作。

在进行抗震鉴定时，需要考虑到电气设备的地震波反应、支撑结构的刚度和强度、设备受力分布、设备的破坏模式和失效机制等方面的因素。

通过对这些因素的分析和评估，可以得出电气设备的抗震性能参数，如地震反应谱、地震加速度反应系数、设备的稳定性等。

在核电厂中，安全级电气设备包括控制系统、保护系统、通信系统、供电系统等，这些设备的抗震性能直接关系到核电站的运行安全和稳定。

因此，进行抗震鉴定是非常重要的一项工作，需要引起足够的重视和关注。

- 1 -。

The earthquake threat and countermeasures to the safety of nuclear power plants
作者： 周福霖． 谭平 刘德稳
作者机构： 广州大学减震控制与结构安全国家重点实验室（培育）,广州510405
出版物刊名： 中国工程科学
页码： 36-40页
年卷期： 2013年 第4期
主题词： 核电站 地震危险性 海啸 选址安全 隔震 消能 三维隔震
摘要：核能是一种清沽高效的无碳能源，在人类文明进程及世界现代化发展中具有重要意义，但也存仵核泄漏和核废料等问题。

对世界核能利用情况及各国核电站建设与规划情况进行
了同顾与展望，总结了历史上历次核电站事故发生的根本原因，着重探讨了地震对核电站的威胁。

以2011年日本大地震造成的福岛核电站事故为例，分析了核电站事故对社会、经济及生态环境造成的影响，同时还提出了一些建议：对已建核电站进行抗震加固和延寿评估，做好未来
核电站建设规划，改善管理机制，做好地震预警及核电站安全监测，优化应急处置机制，深化
核能概率安全分析，普及群众安全教育，定期开展灾难演习，强化国际合作等举措，为人类在
探索正确使用核能的进程中少受核能副作用的伤害而发挥重要作用。