核电厂选址中的地震地质问题研究_尹洪峰

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。

核电厂应对自然灾害风险评估郭瑞萍;张春明;陈海英;张琼;杨春林【摘要】核设施的自然灾害评估需要利用数学与统计工具来评估灾难发生的概率、数据质量、模型开发以及概率的不确定性.介绍核安全评价中自然灾害的风险评估情况,及其发生概率的定量描述.自然灾害所具有的短时间内定量指标异常变动的频率远超过历史记录小概率事件发生频率的特征,对环境产生较深远的不良影响.结合中国自然灾害特点指出这些因素在核设施安全评估和防护措施设计中应得到充分的重视.%The assessment about natural disaster of nuclear facility needs to evaluate the happened probability of disaster, the quality of data, model developing and the uncertainty of probability by using the mathematics and statistics tool. In this paper, the nuclear safety assessment of the natural disasters risk and the quantitative description of their occurrence probability is introduced. The natural disaster has the character that the frequency of the abnormal change of quantitative index in short time is far more than that of the small probability event recorded by history and has bad impact on environment for long time. These factors should be paid more attentions in the safety assessment and protection means.【期刊名称】《河南科学》【年(卷),期】2012(030)005【总页数】4页(P622-625)【关键词】自然灾害;核设施;地震;概率模型【作者】郭瑞萍;张春明;陈海英;张琼;杨春林【作者单位】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;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;河南科技学院,河南新乡453003【正文语种】中文【中图分类】P315.9据国际原子能机构（International Atomic Energy Agency，IAEA）数据显示，地球上目前有超过500个核设施在运行，全球约共计已超过13 000堆年，而位于热带气旋、地震影响区的核设施每年遭遇灾害影响的概率数量级为10-5到10-4[1].因此，在核设施设计中都会考虑应对自然灾害可能影响的安全措施.2011年3月11日在日本福岛发生的因地震和海啸导致的核事故，其主要原因是自然灾害间接导致核电站冷却系统无法正常运行，其中对海啸规模准备不足是导致核设施出现安全问题的关键因素之一，这将促使关于自然灾害评估中历史记录数据使用方法存在问题的思考.福岛第一核电站事故超出设计基准事故预测，属于概率非常小的事件，仍应引起我们足够重视.核安全评估决策主要关注公众的健康和安全，但是通常因为缺乏准确数据，使事故出现率和潜在巨大影响的评估变得非常困难.因此，自然灾害对核设施影响的计算、评估和决策一般都是基于历史记录这样一个假设条件.核设施设计人员和安全管理人员必须要认识到它的不确定性，同时计算灾害发生的内在可能性.无论全球尺度还是区域尺度，都需要建立有效的核设施受灾害影响的预测模型.美国核管会规定美国核电站每年因灾害导致核事故发生时污染物流出的概率数量级应小于10－7.目前全球尚无统一的核事故中放射性物质大规模释放的概率标准，IAEA仅提出了核安全方面的核设施选址导则，并没有制定该类标准，但全球拥有核设施的国家都应该建立相应标准.由于2004年印度洋海啸后果严重，故IAEA要求东京电力公司重新评估地震、海啸对沿海岸一带核设施的影响，包括福岛第一核电站.福岛第一核电站的自然灾害评估中对可能发生地震的最大震级估计为里氏8.3级，在核电站附近产生海啸高度5.7 m，80年代建设的防波堤足以应对此类海啸发生.IAEA指出福岛第一核电站需加强电厂冷却系统来应对海啸，但福岛核电站没有接受IAEA的建议，未对核电站的安全措施进行任何改善.结果，2011年3月11日在核电站附近的海啸高度达到10～14 m，摧毁了备用冷却系统，导致核事故发生.虽然日本在福岛核事故发生前对核电站的可能风险进行了评估，但是其在使用概率风险评估方法时存在一定的不足.事故的发生引发了我们对目前核电站安全评价的重新思考，虽然概率风险评价在一定程度上为我们预测核电站事故发生的可能性起到了指导作用，但是如何更为合理地应用风险评估方法来进行核电站事故预测便成为当务之急.核电厂总的核安全目标是建立并保持对放射性危害的有效防御，以保护人员、社会和环境免受危害.核电厂除了定性描述核安全目标外还要制定具体的定量安全目标，定量描述自然灾害的发生概率便是核电厂制定定量安全目标的技术基础.在核电站安全评价中比较常用的两种方法是确定论方法和概率论方法.核电发展历史表明确定论为保证核电厂的安全运行起到了重要作用，但是概率论是基于对复杂系统的分析思考，可分析可能发生的各种后果及概率.概率方法应用到风险评估有其优势，但并不能用来定量描述物理过程，比如风险事件及其程度的再现率，同时也没有足够数据可以判断灾害事件的再现率，但概率分布的优势是其具有尾部分布.如果要用帕累托（Pareto）分布或者对数模型来描述过程，必须要承认小概率和极端事件存在的可能性，同时一定要作出相应的应对计划.凡是基于概率统计方法推断出来的风险结论，均称为概率风险.在概率模型中，一个风险事件出现的概率是单值的，即一个风险事件出现的概率是唯一的和确定的[2].事实上，对某一区域未来一定时期内某一灾种的自然灾害风险进行准确分析存在一定的困难，也就是说，在风险评估的实践中，有许多灾害事件的风险程度是不可能精确描述的.例如，一次里氏8.5级地震发生的可能性到底有多大，往往无法简单地用概率高或概率低去描述，也难以准确地用数字表述出来；并且概率论从理论上要求当样本容量无穷大时，统计结果是可靠的.自然灾害的风险评价目前大多着重于发生概率小但后果严重的突发性事件，如地震、洪水、风暴潮等.此类事件的历史数据是非常有限的，这样概率风险计算方法就会面临样本不完备的问题.这种情况下，要精确获得灾害风险的数值是困难的.定量描述自然灾害可以帮助我们对自然灾害风险评估的理解.自然灾害的极小事件发生的可能性分析极为关键，同时评估灾害的另一个方面是不同事物对灾害发生可能性的接受程度.图1描述了邻近火山周围的生物种群和各种设施每年的灾害风险. 风险可接受是指自然灾害对目标造成的影响可以接受的概率范围，风险减缓需求是指自然灾害对目标造成的影响可以通过修复等手段恢复或者使风险降低的概率范围.例如道路和监测设备的每年被破坏的概率数量级范围分别在每年10-2到100是可以接受的，如果火山破坏了它们，人类可以较容易的重建.然而对于生态环境和生物种群而言，如果一旦暴露在风险下就很难再重新完善，其带来的后果也较为严重.一般不希望生态环境和生物种群被暴露在风险下，但每年全世界很多种群暴露在地震、海啸等的概率数量级为10-6到10-3.通常每年灾害发生概率数量级高于10-3，需要采取措施减缓风险，比如建设保护措施等以使其达到可接受风险的范围.对于存在关键设施如核设施的生存区域范围内的生态环境和生物种群，因受到各种条件限制，可接受风险程度非常低.另外，这些设施的破坏造成的影响也非常大，需要较高标准的期望值，超过对生物种群具有潜在破坏性灾害发生的概率标准.如日本建立的关键设施被火山破坏的概率是每年10-5.但是在一些地区如福岛，由于地震、海啸的威胁，10-5可能还是被认为风险过高[3]，需要建立更高的可接受的概率标准，在地震、海啸同时发生的情况下可能需要10-8到10-7才可能最大程度的保护公众和环境的安全，在未来的核安全风险评价中如何确定单个灾害发生或者多个灾害共同发生的概率安全评价方法以及概率评价标准还需要深入研究.概率安全评价（PSA）作为一项评价技术，用于找出复杂工程系统运行中所可能发生的潜在事故、估算其发生概率以及确定它们可能导致的后果.概率安全评价是由安全性和统计学概念在工程设计的应用中发展而来的.三哩岛核事故的发生极大地改变了美国及世界范围内对核工业严重事故的看法.三哩岛核事故调查委员会建议在确定核电厂安全状况时应广泛地采用PSA技术，为传统的确定论方法提供补充.此建议促进了世界范围内的核管机构和营运单位对核电厂严重事故的了解和认识以及促进了该方法在核电厂安全分析中的实践应用.早期大多数PSA的开发和应用都是针对电厂的功率运行工况，且不包括外部事件（如地震、外部洪水和火灾等）的影响分析[4].但近年来，针对低功率运行工况和停堆工况的PSA研究以及地震概率安全评价（SPSA）也获得了长足的进展[5].中国是世界上自然灾害最严重的少数几个国家之一.中国自然灾害的形成深受自然环境与人类活动的影响，具有明显的南北与东西差异.具体而言，中国的自然灾害主要具有以下特点[6]：1）灾害种类多.中国的自然灾害主要有气象灾害、地震灾害、地质灾害、海洋灾害、生物灾害和森林草原火灾等.除现代火山活动外，几乎所有自然灾害都在中国出现过.2）分布地域广.中国各省（自治区、直辖市）均不同程度受到自然灾害影响，70%以上的城市、50%以上的人口分布在气象、地震、地质、海洋等自然灾害严重的地区.2/3以上的国土面积受到洪涝灾害威胁.东部、南部沿海地区以及部分内陆省份经常遭受热带气旋侵袭.东北、西北、华北等地区旱灾频发，西南、华南等地的严重干旱也时有发生.各省（自治区、直辖市）均发生过5级以上的破坏性地震.约占国土面积69%的山地、高原区域因地质构造复杂，滑坡、泥石流、山体崩塌等地质灾害频繁发生.3）发生频率高.中国受季风气候影响十分强烈，气象灾害频繁，局地性或区域性干旱灾害几乎每年都会出现，东部沿海地区平均每年约有7个热带气旋登陆.中国位于欧亚、太平洋及印度洋三大板块交汇地带，新构造运动活跃，地震活动十分频繁，大陆地震占全球陆地破坏性地震的三分之一，是世界上大陆地震最多的国家.森林和草原火灾时有发生.4）造成损失重.1990—2008年间，平均每年因各类自然灾害造成约3亿人次受灾，倒塌房屋300多万间，紧急转移安置人口900多万人次，直接经济损失2000多亿元人民币.特别是1998年发生在长江、松花江和嫩江流域的特大洪涝，2007年发生在淮河流域的特大洪涝，2008年发生在中国南方地区的特大低温雨雪冰冻灾害，以及2008年5月12日发生在四川、甘肃、陕西等地的汶川特大地震灾害等，均造成重大损失.中国自然灾害的特点直接关系到中国核电厂安全问题.在核电厂的厂址选择时就需要考虑厂址区域气象、地震、水文地质、洪水等自然灾害特点，并根据自然灾害特点制定核电厂的环境影响评价报告和核电厂安全分析报告，在报告中需对可能出现的自然灾害进行风险评价.此外，在核电厂建造和运行过程中应实时关注可能发生的自然灾害问题.目前对自然灾害的风险评价主要是依据历史资料，推算发生的概率，然后根据灾害可能发生地区的自然和社会经济条件，预测可能造成的后果，最后确定所承担的风险值，然后将风险值以地图形式给出.这类概率风险模型将灾害的发生视为随机过程，以理论上比较成熟的概率统计为数学工具，应用起来也较为方便[7-8].中国核电厂在厂址选择、建造时会针对江河洪水、地震、台风、风暴潮、海啸、龙卷风、强风等几种自然灾害进行风险评估，依据各类自然灾害历史资料的统计分析，得到以概率形式表示的灾害风险.针对中国自然灾害的复杂性，我们需要对传统预防核事故的灾害模型和风险管理进行思考.福岛第一核电站核事故发生后，必须重新认识传统的灾害模型：一是在传统灾害模型和风险管理的整体分析架构里，必须明确新的外来风险因子；二是在灾害模型里，必须系统研究自然灾害地理空间的复杂性，以及对自然灾害应对的逐步分批次介入进行过程研究，如从灾害预警到受灾地区人口的转移等；三是重新认真思考自然灾害风险和可容忍度的变化对核电建设的影响，以及核安全风险管理和决策中的精细战略.【相关文献】［1］ Cornell C A.Engineering seismic risk analysis［J］.Bulletin of the Seismological Society of America，1968，58（6）：1583-1606.［2］Apostolakis G，Kafka P.Advances in probabilistic safety assessment［J］.Nuclear Engineering and Design，1992，134（1）：141－148.［3］ Coppersmith K J，Jenni K E，Perman R C，et al.Volcanic and tectonic hazard assessment for nuclear facilities［M］.United Kingdom：Cambridge University Press，2009：593-611.［4］申红.我国核然科循环设施应对自然灾害采用标准现状分析及建议［J］.核标准计量与质量，2010（2）：11－16.［5］ Kafka P.Living PSA－risk monitoring－current use and developments［J］.Nuclear Engineering and Design，1997，175（3）：197－204.［6］张雪峰.区域性山地环境的地质灾害风险评价研究［D］.成都：成都理工大学，2011. ［7］黎江林，苏经宇，李宪章.区域地震灾害人员伤亡评估模型研究［J］.河南科学，2011，29（7）：869-872.［8］黄崇福.自然灾害风险评价理论与实践［M］.北京：科学出版社，2005.。

基于DSEM的核电厂结构-土-结构相互作用模型尹训强;袁文志;王桂萱【摘要】核电厂结构的抗震能力是保障安全的重要内容,而考虑结构-土-结构相互作用(SSSI)的影响效应是必要的且意义重大.本文以阻尼溶剂抽取法(DSEM)为理论基础,考虑相邻工程结构与无限土体的动力特性,利用位移协调与力平衡机制,建立了相邻结构-土体相互作用计算模型,给出了具体数值实现公式,并通过UPFs二次开发功能在通用有限元程序ANSYS中实现该模型的嵌入.进而,以国内某核电工程为例,建立一系列SSSI系统的三维模型,并就不同的地基条件、埋置效应对核电厂反应堆SSSI规律的影响进行探讨,结果可为类似核电厂址地基的抗震适应性分析及优化设计提供借鉴与参考.【期刊名称】《核安全》【年(卷),期】2017(016)001【总页数】9页(P86-94)【关键词】核电厂;阻尼溶剂抽取法;结构-地基-结构动力相互作用;反应谱【作者】尹训强;袁文志;王桂萱【作者单位】大连大学土木工程技术研究与开发中心, 辽宁, 大连 116622;大连大学土木工程技术研究与开发中心, 辽宁, 大连 116622;大连大学土木工程技术研究与开发中心, 辽宁, 大连 116622【正文语种】中文【中图分类】TU43随着社会和经济的不断发展，人们对能源的需求也随之增加，为了响应全球节能、环保、减排的要求，我国将大力发展清洁、高效的能源形式，其中核电由于其安全、清洁等原因在我国已得到了快速发展，是我国今后能源结构调整的主攻方向。

虽然核电是一种绿色的能源形式，但其安全性一直是限制其发展的重要因素。

特别是2011年日本大地震中福岛核电站事故留下的惨痛教训，因此，研究地震作用下核电厂房结构的安全性和抗震适应性具有非常重要的现实意义。

目前国内外在核电厂工程结构的抗震设计、方法研究以及试验验证方面都进行了众多的研究工作，但大部分的理论成果集中在结构-地基相互作用(Structure-Soil Interaction，简称SSI)的问题上[1-4]，而考虑结构-地基-结构相互作用(Structure-Soil-Structure Interaction,简称SSSI)的研究较少。

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）。

建筑设计文章编号：1009－9441（2010）11－0029－02某百万千瓦级核电主厂房地震反应分析□□王永丰（广东省电力设计研究院，广东广州510663）摘要：对某百万千瓦级核电主厂房进行了抗震分析，以深入了解结构在多遇地震作用下的响应。

关键词：核电；主厂房；结构布置；常规岛；抗震中图分类号：TU271．1文献标识码：B引言核电常规岛主厂房的结构布置与一般的火力发电厂主厂房结构相近，但核电厂主厂房没有煤仓间结构。

因主厂房结构布置非常不规则，质量分布也很不均匀，刚度中心与质量中心偏离较大。

纵向各列框架的抗震支撑往往因为工艺设备或管道布置的限制，不可能完全按有利于抗震的对称要求来进行结构布置。

常规岛主厂房内设备的价值、建筑本身的重要性及其能否安全运行所带来的社会影响等，均说明对核电主厂房进行抗震分析的必要性。

1工程概况某核电厂是一个百万千瓦级核电项目，工程采用目前国内自主化水平、安全性、经济性等各方面综合比较最佳的CPR1000技术方案。

主厂房横向总长78．7m，其中MV通风间跨度6．8m，MA汽机间跨度44m，MB辅助间跨度15m，MO润滑油传送间、凝结水处理控制室跨度12．9m；纵向总长100m，共10跨，柱距分别为8m和12m。

MA汽机间楼层分为6．20m、11．2m、16．2m（运转层）和屋面；MB辅助间楼层分为6．20m（走道）、11．2m（走道）、16．2m （电缆夹层）、20．2m（低压配电室等）、28．2m（除氧器层）和屋面。

2主厂房结构布置及参数我国的核电厂大多位于地震区，一般需要进行抗震设计。

由于设备布置的复杂性，其主厂房无论是横向还是纵向框架的整体刚度均难以均匀布置，刚度中心与质量中心往往偏心较大；且因为工艺管道及设备布置的影响，结构形式一般属于平面不规则结构，地震时主厂房产生扭转变形不可避免。

所以，应尽量对称布置主厂房平面，并减少不具备良好延性的短柱、强梁弱柱等构件和节点，这对于增强主厂房的抗震性能具有至关重要的作用。

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厂结构和设备相互作用反应谱结构及设备抗展性地基及地下建筑的抗展计算目录一概述二抗震措施三结构地基相互作用四反应谱五结语一、概述地震会给人类带来灾难,建筑物与构筑物的破坏，如房屋倒塌、桥梁断落、水坝开裂、铁轨变形；地面破坏，如地面裂缝、塌陷，喷水冒砂；山体等自然物的破坏，如山崩、滑坡；海啸、海底地震引起的巨大海浪冲上海岸，造成沿海地区的破坏。

而核电站在地震中如果遭到破坏那就会带来更大的灾难，因此在核电站建设中抗震设计是一个重要课题。

核电站具有很高的社会危险性,与一般的工业及民用建筑相比,具有较高的抗震要求。

二抗震的措施基础隔震器原理简单,应用后隔震效果显著可使地震时之加速度与动力响应降低倍,某些典型谱由降到在核电站建设。

在核电站加装隔震器有以下有优点：1:能限制传到建筑物上去的地震载荷,从而减少了水平地震加速度超过设计值的危险性,提高了设计的可靠性。

2:能控制响应谱,因而允许在高地震烈度区内对建筑物采用标准化设计以节省费用。

3:能够更准确的计算出建筑物的动力响应,从而使设计更为合理和可靠。

这是因为计结果表明建造在隔震器上的建筑物之动力响应主要取决于建筑物本身及隔震器二者之能,与基础土壤性能关系较小,而隔震器性能要比土壤性能更易于精确测定。

提高设备强度，为使现有建设工程达到规定的抗震设防要求所采取的增强强度、提高延性、加强整体性和改善传力途径等措施。

合理布置核电站管道核电站反应堆冷却剂系统抗震分析是核电站设计中一项非常重要的工作,同时系统中存在诸多影响因素。

核电厂选址中的地震地质问题研究尹洪峰 齐 迪 闻久成（东北电力设计院 长春 130021）摘 要：核电厂选址中的厂址场地条件与地震危险性评价，是国际原子能机构（IAEA）安全标准体系中核安全（NS）评价要求的重要内容之一。

本文介绍了我国核电厂选址工作中涉及的地震地质条件的主要工作内容与技术要求，对核电厂选址工作中的地震地质工作现状进行了评述。

关键词： 核电站；地震地质；研究一、引言核电建设在厂址选择阶段需要考虑的条件包括：厂址地理位置条件、地震地质条件、工程地质条件、规划用地条件、施工条件、交通运输条件、取排水条件、电力出线条件、水文气象条件、外部人为事件、大气和水迷散条件、周围人口分布、核应急疏散条件、当地人文条件等十几个方面的厂址条件。

其中关于地震地质条件的研究，是国际原子能机构（IAEA）安全标准体系中核安全（NS）评价要求的重要内容之一。

我国曾以IAEA颁布的1979 年版和1991 年版安全导则为基础，结合我国地震活动的特点，分别于1987 年和1994 年颁布过我国的安全导则《核电厂厂址选择中的地震问题》（HAD101/01）。

随着IAEA 新导则的颁布，我国的核安全导则也将以此为基础进行相应的调整修订。

随着核电机组的不断研发，其抗震能力不断提高，放宽了对厂址地震地质条件的要求，比如一代机组适用于设计基准地震峰值加速度0.15g以下的厂址，二代加机组适于地震动峰值加速度0.2g以下的厂址，而AP1000机组则将厂址的适宜条件拓宽至0.3g。

随之而来，出现的核电选址问题并未减少，原来不适宜的厂址重新进行考虑，特别是对于内陆地区的选址，要结合核电机组类型及设计基准要求的考虑，合理地评价建厂条件。

二、核电厂址的场地与地震地质问题《核电厂工程建设项目可行性研究内容与深度规定》（1992年），以搜集现有的地质、地震和地球物理资料为主，辅以必要的厂址现场勘测工作，对候选厂址的地质、地震条件合格性作出初步评价。

考虑结构-地基-结构相互作用的核电厂结构地震响应分析尹训强;袁文志;王桂萱【摘要】在实际核电厂项目中不同厂房在同一场地的现象非常普遍,因此对核电工程进行结构-地基-结构相互作用(SSSI)的研究是保证其安全的重要方面.该文首先从阻尼溶剂抽取法(DSEM)基本原理出发,推导出考虑相邻结构动力相互作用的结构-地基-结构交界面相互作用力,并运用UPFs二次开发工具,将SSSI时域分析模型嵌入到有限软件ANSYS中.最后,以工程实际为例,对反应堆厂房典型节点的楼层反应谱、加速度时程、位移时程以及沿高程的最大加速度变化曲线进行探讨.结果可为类似核电结构的抗震评估及优化设计提供依据.【期刊名称】《核安全》【年(卷),期】2017(016)003【总页数】7页(P68-74)【关键词】核电厂;结构-地基-结构相互作用;阻尼溶剂抽取法;楼层反应谱【作者】尹训强;袁文志;王桂萱【作者单位】大连大学土木工程技术研究与开发中心,大连 116622;大连大学土木工程技术研究与开发中心,大连 116622;大连大学土木工程技术研究与开发中心,大连 116622【正文语种】中文【中图分类】TU43在地震作用下能否保证核电厂结构-地基的安全性在核电建设中受到关注。

由于在同一场地上不同的核岛厂房结构共同存在的现象非常普遍,结构的振动能量必然通过土体来影响其相邻结构,同时,在相邻结构之间必然存在振动能量的传播和转换,引起自身和邻近结构动力特性的改变。

尤其,目前岩基厂址资源有限,我国内陆核电快速发展导致大部分厂址具有较厚的覆盖土层,而处于土质厂址地基的核电厂工程结构会受到较大的影响。

因此,在研究结构的动力响应时,需把建筑结构、土体和其周围结构物当作一个完整的开放系统进行研究。

目前随着对结构-地基动力相互作用 (Structure-Soil Interaction,以下简称SSI)[1-5]不断深入的研究,许多试验手段、理论方法被应用于解决结构-地基-结构相互作用(Structure-Soil-Structure Interaction,简称SSSI)[6-8]问题中,如潘旦光等[9]基于弹性相似理论建立SSI和SSSI模型,其研究主要基于刚性基础上的框架结构的缩尺模型,模型较简化很难应用于工程实际。