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第一章核电设备抗震设防及次生灾害1.1核电抗震设备分类1.1.1安全等级核电设备的安全等级可分为四级，即安全一级、安全二级、安全三级和安全四级。
（1）安全一级安全一级主要包括组成反应堆冷却剂系统承压边界的所有部件。
安全一级包括反应堆冷却剂系统中主要承压设备：反应堆压力容器、主管道以及延伸到并包括第二个隔离阀的连接管道（内径大到破损后正常补水系统不能补偿冷却剂的流失）、反应堆冷却剂泵、稳压器、蒸汽发生器的一次侧和控制棒驱动机构的壳体。
安全一级设备选用的设计等级为一级，质量为A组。
美国联邦法规规定，必须按实际可能的最高质量标准来设计、制造、安装及试验。
具体地说应符合美国机械工程师协会（ASME）规范第Ⅲ篇（核动力装置部件）第一分册中关于一级设备的规定。
（2）安全二级安全二级主要指反应堆冷却剂系统承压边界内不属于安全一级的各种部件，以及为执行所有事故工况下停堆、维持堆芯冷却剂总量和排出堆芯热量及限制放射性物质向外释放的各种部件。
例如如下一些部件：1）反应堆冷却剂系统承压边界部件中非核一级设备和部件：余热排除系统、安全注入系统及安全壳喷淋系统等。
2）构成反应堆安全壳屏障的设备和部件：安全壳及隔离贯穿反应堆厂房的流体系统的阀门和部件，二回路系统直至反应堆厂房外第一个隔离阀的部分，安全壳内氢气控制监测系统及堆芯测量系统的设备和部件。
（3）安全三级安全三级主要指下述一些系统的设备：为控制反应性提供硼酸的系统；辅助给水系统；设备冷却水系统；乏燃料池冷却系统；应急动力的辅助系统；为安全系统提供支持性功能的设施（例如燃料、压缩空气、液压动力、润滑剂等系统设施）；空气和冷却剂净化系统；放射性废物贮存和处理系统。
（4）安全四级安全四级核岛中不属于安全一、二、三级的设备为非核安全等级。
但非核安全级的设备设计制造应按非核规范和标准中较高的要求执行，必要时，还应附加与安全的重要性相适应的补充设计要求。
两个不同安全等级的系统的接口，其安全等级应属于相连系统中较高的安全等级。
AP1000核电站对开式普通钢质门抗震性能分析张善文;汤淋淋;张剑峰;张海军【摘要】随着化石能源的减少,核能是达到工业应用、可大规模替代化石燃料的新能源.钢质门作为核电站中重要的防护设备,其设计载荷主要有自身的重力、风载荷、重型飞射物撞击载荷、火灾作用下的温度载荷以及地震作用下的地震载荷等.本文以对开式普通钢质门为研究对象,以安全停堆地震作为设计地震载荷,采用谱分析法对其进行抗震性能分析和评估.结果表明:钢质门整体结构均能满足安全停堆抗震设计要求.钢质门以前后弯曲振动为主,左右门扇锁紧处应力最大,局部结构有待加强以提高安全裕度.【期刊名称】《门窗》【年(卷),期】2016(000)008【总页数】3页(P37-38,40)【关键词】AP1000核电站;对开式普通钢质门;抗震性能【作者】张善文;汤淋淋;张剑峰;张海军【作者单位】扬州大学机械工程学院;扬州大学机械工程学院;扬州大学机械工程学院;江苏金秋竹集团有限公司自动门窗研究所【正文语种】中文AP1000（Advanced Passive，百万千瓦级）核电站是一种先进的非能动型压水堆核电站，具有安全性高、经济性好、可靠性高等优点［1-7］。
钢质门是AP1000核电站中重要的防护设备，其设计载荷主要有自身的重力、风载荷、重型飞射物撞击载荷、火灾作用下的温度载荷以及地震作用下的地震载荷等。
在这些载荷中，地震是引起核电站泄漏事故重要原因［8］。
为防止、减少核电站由于地震而造成破坏及损失，钢质门的抗震性能对于AP1000核电站的安全性、经济性和可靠性具有重要意义。
本文以对开式普通钢质门为研究对象，以安全停堆地震作为设计地震载荷，采用谱分析法对其进行抗震性能分析和评估。
总结该类型产品对地震的响应特点，为其研发提供有利的科学依据。
AP1000核电站钢质门包括六种类型：向外左开式、向外右开式、向内左开式、向内右开式、向外双开子母式和向外对开普通式。
本文以向外对开普通式钢质门为研究对象，其结构主要包括门扇、闭门器、合页、逃生装置、把手及锁芯等，如图1所示。
浅谈核电厂抗震计算摘要：核电厂因其特殊性其抗震计算相对于常规民用建筑标准有较大提高。
根据核电厂各构筑物的重要程度，核电厂抗震设计规范将核电厂构筑物划分为三类物项（Ⅰ类物项、Ⅱ类物项、Ⅲ类物项），其中Ⅰ类物项的计算要求更为严苛，且一直是设计的重点，本文通过对建筑抗震规范和核电厂抗震规范进行了简要的梳理对比，旨在说明核电抗震计算的不同之处。
关键词：核电厂抗震；建筑抗震；三类物项1.执行规范（1）一般建筑（抗震设防烈度大于9度地区的建筑及行业有特殊要求的工业建筑外）抗震计算执行标准：《建筑抗震设计规范》GB50011-2010（2016年版）（2）核电厂抗震计算执行标准：《核电厂抗震设计规范》GB50267-97。
2.建筑抗震计算介绍［1］2.1基本术语（1）抗震设防烈度一般情况，过去50年内超越概率10%的地震烈度。
（2）设计基本地震加速度50年设计基准期超越概率10%的地震加速度的设计取值。
（3）设计特征周期指抗震设计用的地震影响系数曲线中，反应地震震级、震中距和场地类型等因素的下降段起始点对应的周期值，简称特征周期。
2.2基本原则《建筑抗震设计规范》的抗震设计可总结为三水准设防目标和两阶段设计。
三水准设防：（1）小震不坏（多遇地震）；50年超越概率63%（即50年至少发生一次的概率63%）等价于年发生概率1/50等价于重现期50年。
（2）中震可修（设防地震），50年超越概率10%（即50年至少发生一次的概率10%）等价于年发生概率1/475等价于重现期475年。
（3）大震不倒（罕遇地震），50年超越概率2%～3%（即50年至少发生一次的概率2%～3%）等价于年发生概率1/1600～2400等价于重现期1600～2400年。
两阶段设计：第一阶段：对绝大多数结构进行多遇地震作用下的内力和变形分析，假定结构处于弹性工作状态，内力和变形分析可采用线性动静力分析方法；第二阶段：一些规范规定的结构（不规则且具有明显薄弱部位）进行罕遇地震作用下的弹塑性变形分析。
核电厂的抗震设计输入及AP1000核岛隔震课题简介夏祖讽（上海核工程研究设计院，上海200233）[摘要]首先简单介绍了世界各国核电厂抗震输入的概况，同时提及了法国、日本及我国相关部门对核岛基础隔震的一些探索，接着重点涉及上海核工程研究设计院针对AP1000系列机组所开展的核岛基础隔震设计课题的总体概念设计内容。
本文对核电厂的抗震设计及核岛结构基础的隔震设计提供了较多的实用信息，以供参考。
[关键词]核电厂；抗震设计；AP1000；基础隔震[中图分类号]TL4[文献标识码]A[文章编号]1009-1742（2013）04-0052-051核电厂的抗震设计地震动要求1.1近期美国的规范性提升美国在20世纪70年代初所确定的核电厂地震设计输入安全停堆地震（SSE）应采用10-4/年的概率水平，且提供著名的RG1.60地面设计反应谱[1]已为全世界核能界所广泛接受。
80年代中期美国虽已停建了商用核电厂，但对如何更合理地确定核电厂的设计基准地震动的探索却始终没有停止过。
美国核管制委员会（NRC）在1997年就根据对建成核电厂所作的地震风险分析评估活动加以深入研究后推出了它的新导则RG1.165[2]，规定今后新的核电厂SSE的参考概率提升为10-5/年。
2006年由土木工程师协会出面，在ASCE43-05的核设施抗震设计准则[3]中提出，核电厂的设计地震外界风险虽仍可维持在原先10-4/年水平上，但为了确保新一代核电厂安全功能的需要，功能安全目标概率应为10-5/年。
这一基于功能方法来确定核电厂抗震输入的新提法逐渐获得业界专家的广泛认同。
NRC在2007年又出台新导则RG1.208[4]来替代10年前的RG1.165，接受ASCE43-05标准中基于功能方法的观点，再次明确新一代核电厂安全功能目标概率应为10-5/年。
这样一来美国对新一代核电厂地震设计输入的实际操作水平已达到70年代确定的SSE的1.0~1.8倍，其中美国西部强震区可基本持平不变，而美国中东部稳定大陆区的新一代核电厂的地震设计输入则最多会增至近1.8倍[5]。
第三代核电站与AP1000一、世界核电站可划分为四代第一代核电站：自50年至60年代初苏联、美国等建造的第一批单机容量在300MWe左右的核电站，如美国的希平港核电站和英第安角1号核电站，法国的舒兹(Chooz)核电站，德国的奥珀利海母(Obrigheim)核电站,日本的美浜1号核电站等。
第一代核电厂属于原型堆核电厂，主要目的是为了通过试验示范形式来验证其核电在工程实施上的可行性。
第二代核电站：第二代核电厂主要是实现商业化、标准化、系列化、批量化，以提高经济性。
自60年代末至70年代世界上建造了大批单机容量在600－1400MWe的标准化和系列化核电站，以美国西屋公司为代表的Model 212（600MWe，两环路压水堆，堆芯有121合组件，采用12英尺燃料组件）、Model 312（1000MWe，3环路压水堆，堆芯有157盒组件，采用12英尺燃料组件，），Model 314 （1040MWe，3环路压水堆，堆芯有157盒组件，采用14英尺燃料组件），Model 412（1200MWe，4环路压水堆，堆芯有193盒组件，采用12英尺燃料组件，）、Model 414（1300MWe，4环路压水堆，堆芯有193盒组件，采用14英尺燃料组件）、System80（1050MWe，2环路压水堆）以及一大批沸水堆（BWR）均可划入第二代核电站范畴。
法国的CPY，P4，P4′′也属于Model 312，Model 414一类标准核电站。
日本、韩国也建造了一批Model 412、BWR、System80等标准核电站。
第二代核电站是目前世界正在运行的439座核电站（2007年9月统计数）主力机组，总装机容量为3.72亿千瓦。
还共有34台在建核电机组，总装机容量为0.278亿千瓦。
在三里岛核电站和切尔诺贝利核电站发生事故之后，各国对正在运行的核电站进行了不同程度的改进，在安全性和经济性都有了不同程度的提高。
第三代核电站:对于第三代核电站类型有各种不同看法。
AP1000核电站余热排出热交换器的抗震性能分析周丹【摘要】Dynamic model of the AP1000 passive residual heat removal heat exchanger was built, which including beam element, mass element and rigid beam connect element and considering the hydrodynamic mass effect. Response spectrum method was used in the seismic analysis which have considered the dynamic response of low frequency and static response of high frequency. The maximum response of structure was obtained under the safety shutdown earthquake condition, and the result shows that the heat exchanger can still remain the boundary completion and strength safety.%建立了核电站余热排出热交换器的动力模型,通过管梁单元、集中质量单元、弹簧单元及刚性梁连接单元等较准确地模拟了设备结构的动力特征,同时通过等效密度的修正考虑了液体及水动力附加质量的影响.通过反应谱动力分析和等效静力分析方法相结合,综合考虑了低阶模态的动态反应和高阶模态的静态反应,得到了安全停堆地震(SSE)工况下结构内的最大应力、支撑处的最大作用反力,以及各组件接口传递的力和力矩.结果表明,该热交换器在SSE地震事故下,仍能保证结构边界的完整性和结构强度的安全性,具有较好的安全裕度.【期刊名称】《压力容器》【年(卷),期】2011(028)004【总页数】5页(P23-27)【关键词】余热排出热交换器;反应谱方法;安全停堆地震;模态分析【作者】周丹【作者单位】东方电气(广州)重型机器有限公司,广东,广州,511455【正文语种】中文【中图分类】TL353;P315.90 引言在AP1000第三代核电站中，非能动堆芯余热排出热交换器(PRHR HX)是非能动堆芯冷却系统中的一个关键设备，在非失水事故发生时，该热交换器可通过自然循环将堆芯衰变热通过内置换料水箱(IRWST)中的水、安全壳内的空气和钢制安全壳传递到作为最终热阱的大气中，从而保证核电站的非能动安全性［1］。
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。
