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核动力厂抗震设计与鉴定

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核安全法规简介之四设计09

核安全法规简介之四设计09

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核动力厂设计安全规定
核动力厂设计安全规定(HAF102)的配套导则: 核电厂堆芯的安全设计 （HAD102/07）
核电厂反应堆冷却剂系统及其有关系统 (HAD102/08) 核电厂最终热阱及其直接有关输热系统(HAD102/09) 核电厂保护系统及有关设施 核电厂防火 （HAD102/11） 核电厂辐射防护设计 （HAD102/12）
-28-
5.2 总的设计基准
（7）设计基准事故：
设计基准事故从假设始发事件清单得出， 目的是为核动力厂的构筑物、系统和部件 确定一套设计条件。
设计基准事故=假设始发事件+单一故障， 通常可将假设始发事件分类，取包络，并 不需要对每一个假设始发事件进行分析。
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5.2 总的设计基准
（8）严重事故：
核动力厂设计安全规定(HAF102)的配套导则: 核电厂设计中总的安全原则 （HAD102/01）
核电厂的抗震设计与鉴定
（HAD102/02）
用于沸水堆、压水堆和压力管式反应堆的安全功能和部件分 级 （HAD102/03）
核电厂内部飞射物及其二次效应的防护
(HAD102/04) 与核电厂设计有关的外部人为事件 （HAD102/05） 核电厂反应堆安全壳系统的设计（HAD102/06）
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三、安全管理要求 2.经验证的工程实践 在核动力厂的设计中，应特别注意： （1）采用经批准的最新或适用的标准； （2）采用未经验证的设计或设施时，必须有适当的 支持性研究计划，或借助其他相关的应用证明其 安全性是合适的； （3）选择设备时要考虑到其误动作和故障模式，要 优先选择具有可预见和了解机理故障模式的设备。

-11-
纵深防御概念
纵深防御概念在设计中的另一个典型 应用是多道屏障：
核设备抗震鉴定试验指南

核设备抗震鉴定试验指南

核设备抗震鉴定试验指南核设备的抗震鉴定试验是为了评估核设备在地震条件下的抗震能力，确保核设备在发生地震时能够安全运行。

本文将介绍核设备抗震鉴定试验的指南，包括试验的目的、试验方法和试验结果的评估。

一、试验目的核设备的抗震鉴定试验的目的是评估核设备在地震条件下的抗震能力，包括核设备的结构、材料、连接件等的抗震性能。

试验结果将用于核设备的设计、改进和评估，以确保核设备在地震发生时具备足够的安全性。

二、试验方法1. 试验前准备在试验前，需要进行详细的试验计划编制，确定试验的目标、试验方案和试验装置。

同时，还需要对试验设备进行检查和校准，确保试验设备的正常运行和准确度。

2. 试验装置核设备抗震鉴定试验需要使用合适的试验装置，包括地震模拟装置和核设备模型。

地震模拟装置可采用振动台或地震模拟器，用于模拟地震条件下的振动。

核设备模型则是对实际核设备的缩小模型，用于进行试验。

3. 试验参数在进行试验前，需要确定试验的参数，包括地震波的频率、振幅和持续时间等。

这些参数应根据实际地震情况和核设备的设计要求进行确定。

4. 试验过程试验过程中，需要将核设备模型放置在地震模拟装置上，并进行相应的振动。

试验时应按照试验计划确定的参数进行操作，并记录试验过程中的数据，包括振动加速度、振动速度等。

5. 试验结果评估试验结束后，需要对试验结果进行评估。

评估时应根据试验数据分析核设备的振动响应，包括位移、加速度等，并与设计要求进行比较。

如果核设备的振动响应超过设计要求，则需要进一步优化设计或采取其他措施。

三、试验结果的评价根据试验结果的评估，可以对核设备的抗震能力进行评价。

评价时需要考虑核设备的结构、材料、连接件等因素，并根据试验数据进行分析。

如果核设备的抗震能力满足设计要求，则可以认为核设备具备足够的安全性；如果不满足设计要求，则需要进一步改进设计或采取其他措施。

核设备的抗震鉴定试验是确保核设备在地震条件下能够安全运行的重要手段。

国内外核电厂抗震设计规范比较

国内外核电厂抗震设计规范比较

第30 卷，第4期2014 年12 月世界地震工程WOＲLD EAＲTHQUAKE ENGINEEＲINGV o l．30N o．4D ec．2014文章编号: 1007 －6069( 2014) 04 －0068 －09国内外核电厂抗震设计规范比较刘国强2 ，金波1，3，高永武1(1．中国地震局工程力学研究所，中国地震局地震工程与工程振动重点实验室，黑龙江哈尔滨150080;2．山东电力工程咨询院有限公司，山东济南250013;3．哈尔滨工程大学，黑龙江哈尔滨150001)摘要: 核电厂抗震设计规范作为核电规范标准体系的重要组成，对于保障核电厂在遭遇地震作用下能够安全停堆或安全运行起着至关重要的作用。

我国对现行核电厂抗震设计规范GB50267 －97 的修订工作已经完成，并于2012 年形成了修订送审稿。

本文针对核电厂抗震设计规范GB50267 －97 规范与2012 年修订送审稿的差异，进行了全面的比较研究。

同时，结合美国和法国两国核电标准中有关抗震设计与中国2012 修订送审稿的差异性进行了分析，探究造成不同规范间差异的原因及影响。

关键词: 核电厂; 抗震设计规范; GB50267 －97; ASCE4 －98; ＲCC －G中图分类号: P315 文献标志码: AComparison of nuclear power plant seismic design in chinese and foreign codeLIU Guoqiang2 ，JIN Bo1，3 ，GAO Yongwu1(1． L a bo rat o r y o f Earthquake E ng ineeri ng V ibrati o n，Institude o f E ng ineeri ng M echanics，C E A，Harbin150080，C hina;2．Shando ng Electric P o w er E ng ineeri ng C o nsulti ng Institute C o．td，Jinan250013，C hina;3．Harbin E ng ineeri ngU ni v ersit y，Harbin150001，C hina)A b s t ract:T he code f or seis m ic desi gn of the nuclear pow er plants is an i m por tant part of nuclear pow er code s ys- t em，and it pl ays a vi sital r ol e t o insure the nuclear pow er plant t o shut dow n or keep runni ng s af tl y under the eart h- quake． N ow our count r y has com pleted the r evi si on w or k of the code f or seis m ic desi gn of the nuclear pow er plant GB50267－97，and f orm ed the s ubm itted ver si on in2012．In this paper，it is studied that the di ff erences of di ff er- ent ver si ons of the codes f or seis m ic desi gn of nuclear pow er plant，w hich include GB50267－97and2012s ubm it- ted ver si on． A t the s am e ti m e，the seis m ic desi gn codes of the nuclear pow er standards of the U nited St ates and France are com pared w ith t hos e of C hina，and it als o studied the causes andi nf lunences of the di ff erences bet w een di ff erent codes．Key words: Nuclear power plant; Seismic design code; GB50267 －97; ASCE4 －98; ＲCC －G引言2007 年7 月，日本新泻地震导致柏崎刈羽核电站发生核泄漏事故。

核电抗震研究综述

核电抗震研究综述

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。

不同法规关于核电厂设计地震动合成的技术要求比较

不同法规关于核电厂设计地震动合成的技术要求比较


维普资讯
ｌ ８
核 动 力 工 程
Ｖ Ｉ２ ． ． ． ０ ６ Ｉ＿ ７Ｎｏ ２ ２ ０ Ｊ
表 １ 不 同法规合成地震动技术 规定要点对 比
Ｔ ｂｅ１ Ｃｏ ａｉｏ ｆ ｅ ｈ ｉａ ｐ ｃｔｃ ｌ ｎ ｒＳ ｎ ｈ （ ｏ ｎ ｔ ｎ ａ ｌ ｍｐ ｒ ｎｏ Ｔ ｃ ｎｃ ｌ ｅ ｉ ａｉ ｓｔ ｙ （ｅｉ Ｇｒ ｕ ｄＭｏ ｉ ｓ Ｓ ｉ ｏ ｂ ｃ ｏ
关键词 ： 电厂抗震 ；法规标准 ； 核 设计地震动 ；时程拟 合
中图分 类号 ：Ｔ ２ Ｍ６ ３ 文献标识码 ：Ａ
１ 引 言 目 ， 前 在我 国核 电厂地震安全评价及抗震分 析与设计 中，用到多部国内外的法规 、 标准和导 则。其 中，对于设计地震动的合成（ 即时程拟合） 方法 ， 均有相应的技术规定 。 这些规定不尽相同 ， 不 同的技术 人员对这些规 定和要 求也有不 同的 解读 。 适用标准的不唯一和技术规定的差异 ， 为 设计及安全评估和审评带来诸多争议 。 这些争议 大多源于对 相关规定及其 技术 背景和实质 缺乏
仅有原则 性 规定 无具体要求
无具体要求 Ｏ —３ ｌ ３ｌ ２ Ｚ ≥７ ５
无具体要求 Ｏ ３ １ ４ ５ 把 ７ 或 ４ ２ ２ 目标 反应谱在 各频 率 上的 比值的平 均值应 等于或大于 Ｉ ；各时程 平均 反应谱 中不应有
总持续时间 ：１ — ５ ； ０ ２ｓ 稳态强震持续时间 ： 一Ｉｓ ６ ５ ０ —４ ｚ ３Ｈ ２ ７ 或 ５ ５ Ｏ 有多于 ５点低于对应的目标 反应谱 ： 低于目标反应谱的每 个点不能 比对 应的 目标谱值 低 １ ％； ０ Ｈ 至 ２ １ 内． ０ 在 ｚ ４Ｉ ３ ｚ 谱 曲线 上不 能有 多 于 ５点低于对应 的 目标反应谱 ； 低于 目 标 反应 谱的 每个 点
核电厂抗震设计规范

核电厂抗震设计规范

核电厂抗震设计规范
核电厂抗震设计规范是指为了确保核电厂在地震发生时能
够安全运行而制定的技术规范。

以下是一些常见的核电厂
抗震设计规范：
1. 地震烈度等级：根据该地区的地震历史和地质条件，确
定核电厂所在地的地震烈度等级。

2. 设计基准地震动参数：确定核电厂在地震发生时所受到
的最大地震力，并确定其频谱特征，如加速度、速度和位
移等。

3. 地震动输入：根据设计基准地震动参数，模拟核电厂结
构在地震发生时所受到的地震动，用于进行结构响应分析。

4. 结构抗震设计：根据核电厂的特点和抗震要求，设计和
计算核电厂的结构，包括建筑物的基础、主体结构和设备
支撑系统。

5. 设备和管道设计：确保核电厂的设备和管道在地震发生
时能够正常工作，采取一些措施，如加强设备和管道的支
撑和固定。

6. 防洪设施设计：考虑到地震可能引发水灾，核电厂需要
设计防洪设施，确保设备和核材料能够安全。

7. 消防和安全设备：核电厂需要设计合适的消防和安全设备，以应对地震发生时可能出现的火灾、泄漏和其他危险。

8. 安全措施和应急预案：核电厂需要制定详细的安全措施
和应急预案，确保在地震发生时能够及时采取行动并保护
人员和环境安全。

以上是一些常见的核电厂抗震设计规范，具体要根据不同国家和地区的法规和标准进行设计。

核电厂工程地震调查与评价规范

核电厂工程地震调查与评价规范

核电厂工程地震调查与评价规范
核电厂属于重大工程建设，安全极具重要性。

因此，工程地震调
查评价规范出台，旨在控制地震风险，为核电厂的安全运行提供保障。

工程地震调查及评价主要包括地质勘察、动力地震检测、工程地
震动力学模拟以及地震可能影响等，目的是了解潜在地震震害或影响，判断核电厂代价和收益比，为可行性研究和设计建议提供基础。

在这
个基础上，地震特性和风险可以进一步研究，以提供可靠的地震安全
性评价结果。

根据规范，核电厂工程地震调查、评价及位置限制条件必须按照
国家有关规定执行，以保证核电厂安全运行。

在执行这一规定的前提下，相关部门应采取加强安全的措施，以确保设计和维护地震可靠性，并加强对极端环境的制定，妥善处理高度危险的潜在可能性。

同时，规范还要求地震调查、评价及位置限制条件必须提前作出
报告，及时向上级机构反映。

此外，在发现重大和安全问题时，应立
即暂停工程。

考虑到建设成本，应慎重评估工程安全性，以确保设施
安全。

总之，核电厂工程地震调查评价规范对核电厂的安全运行提出了
一系列要求，加强审慎管理，以确保核电厂的安全可靠性，使社会受益。

核安全级设备的抗震鉴定

核安全级设备的抗震鉴定


五、 核电厂抗震鉴定的发展和现状
地震工程是一门范畴十分宽广的几个方面相互关联的学科。在 国际反应堆结构力学领域内，核电厂地震反应分析占有显著地位。
在60年代核电厂的开创阶段中，抗震问题一开始就受到了应有 重视。当时抗震工作基本上沿用了一般的建筑抗震规范，停留在静 力分析阶段。在60年代中期开始采用反应谱进行动力分析，但仅 限于1级部件，总的抗震费用不到总投资的1%。值得提到的是我国 在60年代初期已对反应堆的抗震开展了设计研究工作。
四、核电厂抗震鉴定的重要意义
因此在核电厂的设计和建造中必须重视抗震鉴定工作。美国规 定任何核电厂都要考虑抗地震问题，即使是地震危险性很小的 地区也至少应该按0.1g进行设计。世界上主要核国家先后建立 了一整套有关抗震鉴定的法规、导则和规范，从而为核电厂的 抗震安全性提供了保证。如核电厂采用的是HAF0102和IAEA安 全导则NO.NS-G-1.6“核动力厂抗震设计与鉴定”，对核动力厂 以外的核设施，如研究堆，前处理厂，后处理厂则采用 TECDOC1347“除核动力厂之外的其它核设施设计中对外部事 件（以地震为主）的考虑”。
2 m
可见振子自由振动的固有频率仅决定于系统的本身的物理性质：质量m 和刚度k。而与由初始条件决定的振幅无关，只要系统的m和刚度k一
旦 确定，固有频率就是一定值。
九、楼层反应谱（续）
再介绍楼层反应谱的概念： 当一结构受到地震作用时，结构上各点的位移、速度和加速度（统称为反应）随时 间变化，但从设计观点来说，重要的是反应的最大值。该反应是阻尼和固有频率的函 数，这就是反应谱。图3形象地说明了反应谱的概念。由图3可见，在一个振动台上， 并排放置一组阻尼比为常数ξ，而固有周期（频率的倒数）不同的振子（即单质点 系）。当输入一地震加速度时，各质点随振动台摇动，表现出对输入加速度的反应。 将各质点的加速度反应测出来，并取其最大值，绘出各振子反应的最大值与固有频率 之间的函数关系，就得出了反应谱图。反应谱就是一组不同自振频率（周期）的单自 由度振子对地面（楼面）运动的最大反应的反应曲线。响应谱表示了加速度与频率 （周期的倒数）之间的关系。对于不同阻尼比ξ，可得到不同的反应谱图，见图4。由 图4可见，阻尼比ξ越小，加速度反应越大；固有频率f越小（周期T越大），加速度反 应越大。
核电工程结构抗震设计研究综述Ⅰ

核电工程结构抗震设计研究综述Ⅰ

０．３
能对各种贯穿安全壳的管线提供隔离能力。③安全
壳内可燃气体控制系统能控制释放到安全壳内的氢、 氧和其他可燃气体的浓度，以确保安全壳的完好性。 ④应急堆芯冷却系统在假想事故后能向堆芯输送加 硼水。⑤控制室可居住系统为控制室提供合适的屏 蔽、空气净化和气候调节。⑥辅助给水系统可通过蒸 汽发生器的热交换，提供排热能力。⑦ＩＥ级电力系统
第４２卷第１９期 ２ Ｏ ｌ １年ｌ ０月
人
民
长
Ｙａｎｇｔｚｅ
江 Ｒｉｖｅｒ
Ｖ０１．４２，Ｎｏ．１９
Ｏｃｔ．， ２０ｌｌ
文章编号：１００ｌ一４１７９（２０１１）１９—０００ｌ—０６
核电工程结构抗震设计研究综述（Ｉ）
林 皋
（大连理工大学工程抗震研究所，辽宁大连１１６０２４）
摘要：２０１１年３月日本大地震所造成的福岛第一核电站事故给核电工程结构的抗震设计提出了新的挑战。 阐述了核电结构抗震设计的基本原则和防护要求。并以日本、美国、中国等国家核电工程为例。介绍了各国的
核电厂２、３号堆建设时ＳＳＥ设计值取为０．５ ｇ，但随 后在厂址以西８ ｋｍ处发现海上活断层为陆上断层的 延伸，因此认为有发生肘＝７．３级地震的可能，遂将 ｓＳＥ设计值提高为０．６７
ｇ。Ｄｉａｂｌｏ
Ｃａｎｙｏｎ核电厂情
况也类似，ｓＳＥ的原设计值为Ｏ．４ ｇ，建设时发现海上
６
ｋｍ处存在活断层，故将ＳＳＥ的设计值提高至 日本的基准地震动定义为自由地面，美国等国则
Ｏｎｆｏ陀
两级地震进行设防，即在低水平地震时维持正常运行， 在高水平地震时保障核电厂安全，防止放射性外泄。 加拿大将反应堆有关设施划分为Ａ、Ｂ类，Ａ类维持压 力限界和结构健全，Ｂ类还要求保持功能。除部分设 施外，要求同时按ＤＢＥ和ｓＤＥ地震进行检验。
核岛厂房抗震设计分析

核岛厂房抗震设计分析

构筑物的抗震分析，也考虑地震方向的不确定性的影响， 考虑从构筑物的三个相互垂直的方向输入地震激励，采用纽马 克的组合方式叠加三个方向单独输入后的计算反应谱结果。
5．抗震I类构筑物的设计
核岛厂房均为钢筋混凝土结构，反应堆厂房的安全壳采用
预应力钢筋混凝土结构。 设计考虑的作用和作用效应组合主要有正常作用、施工期
RG1.60标准谱与场地谱的对比(竖直向)
4．抗震分析方法
核岛厂房的抗震分析，采用的是国际上具有成熟的理论基 础的时程分析方法和反应谱法。这些方法，在我国的核安全导 则、抗震规范、以及美国的核安全相关构筑物的抗震设计规范 中均有规定。
抗震分析采用的是国际通用的考虑结构物与土壤的相互作 用的反应谱计算软件SASSI以及国际通用的有限元分析软件 ANSYS、ABAQUS。
10
阻尼比 0.5% 阻尼比 2% 阻尼比 5% 阻尼比 7% 阻尼比 10%
1
加速度（g）
0.1 0.1
1
10
100
频率（Hz）
RG1.60标准设计谱
0.01
加速度：g
0.001
rg1.60 2%阻尼 场地谱 2%阻尼 RG1.60 5% 阻 尼场地谱5%阻尼 RG1.60 7%阻尼 场地谱 7%阻尼
在核电厂的设计当中，与核安全相关的重要物项，包括损 坏后会直接或间接造成事故的物项；保证反应堆安全停堆并维 持停堆状态及排出余热所需的物项，地震时和地震后为减轻核 事故破坏后果所需的物项以及损坏或丧失功能后会危及上述物 项的其他物项，均属于设计中的抗震I类物项。
我公司承担设计的核电站，核岛厂房的构筑物（包括反应 堆厂房、燃料厂房、电气厂房、核辅助厂房、柴油机厂房）， 均属于抗震I类构筑物，按照核电厂最高的抗震设计要求来进行 设计。
核电厂电气设备抗震能力鉴定方法探讨

核电厂电气设备抗震能力鉴定方法探讨

核电厂电气设备抗震能力鉴定方法探讨摘要：核电厂电气设备的抗震能力对于核电站的安全运行至关重要。

本文从设备安装和测试、阻尼比的确定、反应谱的确定等方面详细探讨了核电厂电气设备抗震能力鉴定的方法。

在实际操作中，应根据设备的具体情况进行鉴定，并进行验证，确保设备在地震发生时能够正常运行。

关键词：核电厂；电气设备；抗震能力；鉴定方法引言：随着我国核电行业的快速发展，核电厂作为重要的基础设施，必须满足在地震等极端天气条件下仍能正常运行的要求，因此对电气设备的抗震能力鉴定的主要目的是确保核电站在地震等极端情况下能够保持正常的电力供应，从而保证核电站的安全运行。

同时，该鉴定工作还能够提高核电厂工程建设的水平和管理水平，促进电气设备安装、试验和运行的标准化和规范化，为核电厂的安全稳定运行提供可靠保障。

因此，对核电站的电气设备进行抗震能力鉴定是非常必要的。

1.核电厂电气设备抗震能力鉴定概述随着核电技术的快速发展，核电厂电气设备作为电力系统的重要组成部分，其安全性和可靠性受到越来越多的关注。

核电厂电气设备抗震能力鉴定，即对核电厂电气设备在地震作用下的耐震能力进行评估和检测，从而确定其在地震发生时的安全性和可靠性[1]。

该鉴定能够帮助核电企业制定科学合理的防震措施和应急预案，从而保障核电厂的正常运行和安全稳定。

通过对核电厂电气设备进行抗震能力鉴定，可以评估电气设备在地震灾害中的稳定性，进而确定电气设备的防震等级，以保障核电站的正常运行和安全稳定。

对于新建核电站而言，抗震能力鉴定还可以为电气设备的选型和设计提供参考，确保电气设备能够满足地震工况下的要求。

另外，核电站是重要的能源设施，地震等自然灾害可能对核电站的安全性能造成威胁。

通过对核电厂电气设备的抗震能力鉴定，可以发现电气设备的抗震性能问题并采取相应的措施加以改善，以提高核电站的安全性能。

最后，通过对核电厂电气设备的抗震能力鉴定，可以保障电气设备在地震灾害等突发事件中的可靠性，从而确保电力系统的正常运行。

核电厂设计地震及抗震分析介绍


地基土参数及作用模拟 设计地震动 结构及设备模型化
结构响应
设备响应
地基土参数及地基作用模拟
地基岩土(依赖于地质勘探结果) º 地基特性 - 层状地基(分层情况及厚度) - 均匀地基 º 地基土参数 - 动态弹性模量Ed - 动态剪切模量Gd - 动态泊松比vd - 阻尼比 - 密度
核电厂设计地震及抗震分析 介绍
2007-07-02
主要内容
地震与地震作用 核电厂抗震分析与设计的特点 核电厂抗震分析的基本逻辑与内容 地基土参数及地基作用模拟(SSI效应) 设计地震动 结构/设备模型化
设计地震和抗震设计
地震及地震作用 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
4、设备的抗震分析与设计问题比土建结构的抗震问题更为突出 - 地震作用对结构设计不构成主导因素 - 设备直接同安全直接相关，而且范围极广，抗震设计的厂址适应性分析的核心对象。
核电厂抗震分析的逻辑
核电厂抗震分析的逻辑
核电厂抗震分析基本内容
围绕下列因素：
核电厂设计地震
设计地震反应谱 - 法规标准谱：RG1.60、HAD101/01（GB50267） - 标准设计谱：AP1000、EPR（EUR）、CPR1000 - 厂址相关谱（Site-specific spectra）
核电厂设计地震
设计地震反应谱的确定
统称标准谱
安全性要求
追求经济性
核电厂设计地震
反应谱(概念)
反应谱 谱——范围 场地上的物项最大反应值的范围 反应谱是通过场地上物项的反应来间接表达场地地震动特征 反映了场地对地震的放大（或消减）效应

核设施全面安全检查重点

核设施综合安全检查重点及依据安全评估和安全检查的法规基准为核电厂选址安全规定（HAF101）、核动力厂设计安全规定（HAF102）和核动力厂运行安全规定(HAF103)，并采用国际原子能机构发布的配套安全导则。

检查重点内容包括：一、厂址选址过程中所评估的外部事件的适当性;在分析此次日本地震海啸造成福岛核电站泄露事故经验教训的基础上,结合厂址区域主要极端自然事件的特点，特别是可能存在的不确定性以及次生灾害,对核设施选址过程中所评估的外部事件的适宜性进行安全评估与复核,评估重点为核电厂厂址的防洪设计基准和抗震设计基准。

复核评估依据的法规标准，包括现行核安全法规标准同时参照新修订（尚未正式出版)和IAEA最新标准: 《核电厂选址安全规定》HAF101（含修订版及IAEA相关文件）核电厂厂址选择中的地震问题《HAD101/01》(含修订版及IAEA相关文件)滨海核电厂厂址设计基准洪水的确定《HAD101/09》（含修订版及IAEA相关文件）核电厂设计基准热带气旋《HAD101/11》(含修订版及IAEA相关文件）二、核设施防洪预案和防洪能力评估；1、关于设计基准洪水位的复核根据《核电厂选址安全规定》(HAF101）(1991版及待出版的修订版）“5危险性监测”：“必须在核设施的整个寿期内，对可能危害设施的外部自然事件和外部人为事件,以及与核设施有关的人口统计、气象和水文条件进行监测.该监测必须在建造开始着手实施并一直持续到退役。

”根据《滨海核电厂厂址设计基准洪水的确定》（HAD101/09)的“1。

1 总则”要求：“滨海厂址的设计基准洪水是一个核电厂设计应经受的洪水。

它是下列洪水类型中最严重的：（1)可能最大风暴潮引起的洪水;(2）可能最大海啸引起的洪水（如果存在时)；（3）可能最大假潮引起的洪水（如果存在时）;(4）由上述（1）～(3)项严重事件的组合所引起的洪水。

风浪的作用必须单独地考虑或者与上述洪水组合在一起考虑.对于上述这些情况的每一种都要考虑一个偏于保守的高的基准水位，并且要估计可能存在的潮汐、海平面异常现象以及湖泊水位和河流水位的变化。

抗震鉴定工程方案

抗震鉴定工程方案一、项目概述随着城市建设的不断发展，建筑结构的抗震性能已经成为了城市安全建设的重要组成部分。

抗震鉴定工程方案是指对城市建筑物的抗震性能进行评估和检测，从而确保建筑物在地震发生时不会受到过大的损害，从而保障人民生命财产的安全。

本方案将以某市区的建筑物抗震鉴定工程为例进行详细介绍。

二、项目背景某市区位于地震多发区，且经常受到地震的袭击。

同时，该市区建筑物的抗震性能参差不齐，存在一定的安全隐患。

为了及时发现并解决存在的问题，确保建筑物的抗震性能满足要求，本市决定对城市建筑物进行抗震鉴定。

三、工作内容1. 市区建筑物抗震鉴定前的准备工作在正式进行抗震鉴定工作前，需要对市区建筑物进行全面调查和摸底，包括建筑物的年代、结构类型、材料质量等信息的搜集与整理。

同时，需要对抗震鉴定工作的具体流程和要求进行详细的安排和计划，确保抗震鉴定工作的顺利进行。

2. 抗震鉴定方案的制定根据市区建筑物的实际情况，制定合理可行的抗震鉴定方案。

方案中需要包括建筑物的抗震计算、抗震等级评定、抗震加固方案的设计等内容，确保抗震鉴定工作的全面性和准确性。

3. 抗震鉴定工作的实施根据制定的抗震鉴定方案，对市区建筑物进行实地勘察和检测。

对建筑物的结构、材料的抗震性能进行详细的评估和分析，确保抗震鉴定工作的准确性和科学性。

4. 抗震鉴定结果的分析和评定根据实施的抗震鉴定工作，对所得到的抗震鉴定数据进行分析和评定。

根据不同建筑物的抗震性能，对其进行等级评定，并给出相应的加固建议和措施，确保建筑物的抗震性能达到要求。

5. 抗震鉴定报告的编制根据抗震鉴定的结果和分析，编制详细的抗震鉴定报告。

报告中需要包括建筑物的抗震等级评定、抗震加固方案的设计、加固材料的选择等内容，确保报告的准确性和可操作性。

四、工作流程1. 前期准备工作1.1 对市区建筑物的现状进行全面调查和摸底。

1.2 制定抗震鉴定方案，明确工作流程和要求。

1.3 安排专业技术人员，并进行培训和交流，确保工作的统一性和准确性。

国家核安全局关于发布《核动力厂抗震设计与鉴定》等两项核安全导则的通知-国核安发〔2019〕266号

国家核安全局关于发布《核动力厂抗震设计与鉴定》等两项核安全导则的
通知
正文：
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关于发布《核动力厂抗震设计与鉴定》等两项核安全导则的通知
国核安发〔2019〕266号
为进一步完善我国核与辐射安全法规体系，加强核动力厂的核安全监管，我局组织制定了《核动力厂抗震设计与鉴定》（HAD102/02-2019）和《核动力厂内部危险（火灾和爆炸除外）的防护设计》（HAD102/04-2019）等两项核安全导则，现予公布，自公布之日起施行。

1996年制定的《核电厂的抗震设计与鉴定》（HAD102/02-1996）和1986年制定的《核电厂内部飞射物及其二次效应的防护》（HAD102/04-1986）同时废止。

附件：1.核动力厂抗震设计与鉴定
2.核动力厂内部危险（火灾和爆炸除外）的防护设计
国家核安全局
2019年12月31日
——结束——。

核设备抗震鉴定试验中的功率谱密度问题

中 ，针 对 “ 外 部 自然 事 件 的 影 响 ” 的鉴 定 主 要 就 是抗 震 鉴定 。 关 于 抗震 鉴 定 ，国家 核安 全 局 还发 布 了核 安 全
定 。一 般来 说 ，对 于 能 动 （ 即通 过 机 械 运 动 实 现 其 安 全 功 能 ） 的机 械设 备 和 １ Ｅ级 电气 设 备 ，在 第
求反应谱 计算功率谱 密度却不具有结果 的唯一性 ，
采 用不 同 的方 法 或准 则 ，可 以得 到不 同 的结 果 。
在 核安 全 审评 实 践 中 ，审评 人 员 收 到核 电厂 营
运 单位 提 交 的某 工 程某 控 制柜 抗震 试 验 时所 使 用 的 人 工 地震 震 动 时 程 （ 见图 １ ） 、其 反 应 谱 与 要 求 反 应谱的比较 （ 见封 二 图 ２ ） 以及 其 功 率 谱 密 度 与
速 度 时程 计 算 出的在 频 率 ０ ． ３ Ｈ ｚ 至２ ４ Ｈｚ范 围 内的 功 率 谱 密 度 （ Ｐ Ｓ Ｄ） 曲 线 必 须 包络 由要 求反 应 谱 计 算 出的 对 应频 率 范 围 的功 率谱 密度 ８ ０ ％ 的 曲线 ” 。但 如何 根 据 “ 要 求 反 应谱 ” 推 导 出具有 合 理 保 守性 的可 接 受 的 “ 功 率谱 密度 ” 是 至今 尚未 解 决 的 问题 ，这 给 核 安 全 监 管 工作 带 来 很 大 困 惑 。本 文 首先从 编 制 《 指 南》 的 主 要 参 考 蓝 本 入 手 ，分 析 了功 率 谱 密度 要 求 的 意 义 及 必要 性 ； 然后 从反 应 谱 和 功 率谱 密度 的定 义 和 计 算 方 法 着 手 ，结 合 “ 合 理 保 守性 ” 的监 管原 则 ，探 讨 从
２ ０ １ ３ 年第 １ 期
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1.2.3 本导则适用于新建核动力厂的设计与建造，通常不用 于对已建核动力厂的重新评价。本导则不适用于已建核动力厂的 抗震设计裕度评价。
1.2.4 本导则也可用于其他类型核动力厂的设计，但应根据 反应堆类型及其特殊的安全要求，采用工程判断的方法评价其适 用性。
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核动力厂内部危险（火灾和爆炸除外）的防护设计
（3）应适当地保护被危及的抗震Ⅰ类或抗震Ⅱ类物项，以 免其功能受到与此类物项相互作用的危害。
2.3.12 第 2.3.10 节所述物项应按照核应用实践进行设计、 安装和维修。但是，在第 2.3.11 节（2）中，当认为其与抗震Ⅰ 类或抗震Ⅱ类物项发生相互作用的频率非常低时，可以适当降低 安全裕度。
2.3.13 对物项的抗震分类，应以清楚地了解为保证安全在 地震期间或地震后对其功能的要求为基础。根据不同的安全功
2.3.6 核动力厂抗震Ⅰ类物项的设计、安装与维修应符合严 格的实践，即应高于常规风险的设施所采用的安全裕度。对于任 何抗震Ⅰ类的物项，应按照安全功能要求确定适当的验收准则3 （如表明功能性、密封性或最大变形的设计参数）。但是在某些 情况下，如果详细评价其对核动力厂安全功能的影响，对于包含 SL-2 的荷载组合，实体屏障的验收准则可以适当降低。
1.1.2 附件Ⅰ与正文具有同等效力。 1.2 范围
1.2.1 本导则适用于符合核动力厂地震危险性评价相关导 则排除准则的陆上固定式水冷反应堆核动力厂的设计，以抵御场 址特定地震。本导则不涉及地震动的强度或核动力厂各物项的风 险度。
1.2.2 当采用简化程序进行设计和验证时，应证明这些程序 对于实现安全目标的适宜性，并从安全的角度进行恰当的评价。
2.3.11 作为地震后果，根据分析、试验或经验，预计会发 生某些相互作用，并且会危及抗震Ⅰ类或抗震Ⅱ类物项的功能 （包括操作行动）时，应采取下述措施之一：
（1）这类物项应重新分类为抗震Ⅰ类或抗震Ⅱ类，并重新 进行设计；
（2）为了避免对抗震Ⅰ类或抗震Ⅱ类物项产生不利影响， 这类物项应按 SL-2 进行鉴定；
2.2.1 对每个场址应评定其地震危险性，并根据相关程序及 核动力厂设计确定的目标概率水平或原则，给出两个级别的设计 基准地震动：运行安全地震动（SL-1）和极限安全地震动（SL-2）。
1 本文中，安全裕度是指在设计、材料选择、建造、维修和质量保证中的特殊条款的 结果。
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核动力厂内部危险（火灾和爆炸除外）的防护设计
2 在纵深防御的框架中，对所有外部事件的防御是第一层次纵深防御的一部分。 3 验收准则是对评价构筑物、系统和部件执行其设计功能的能力所用的功能性的或状 态性指标而规定的边界值。此处所用的验收准则是指在所定义的假想初始事件下，对 构筑物、系统和部件功能性的或状态性的指标规定的边界值（如：与功能性、密封性 或无相互作用相关的指示）。
2.3.10 在核动力厂所有物项中（包括那些安全上不重要的 物项），那些可能与抗震Ⅰ类和抗震Ⅱ类物项发生空间相互作用 （如由于倒塌、坠落或移位）或其他相互作用（如通过危险物质 释放、火灾、水淹或地震引起的相互作用）的物项，应论证这些 物项引起的潜在影响和造成的损害，既不影响任何抗震Ⅰ类及抗 震Ⅱ类物项的安全功能，也不影响任何与安全相关的操纵员行 动。
本导则是指导性文件。在实际工作中可以采用不同于本导则 的方法和方案，但必须证明所采用的方法和方案至少具有与本导 则相同的安全水平。
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核动力厂内部危险（火灾和爆炸除外）的防护设计
1 引言 1.1 目的
1.1.1 本导则是对《核动力厂设计安全规定》（HAF102，以 下简称《规定》）有关条款的说明和细化，其目的是给核安全监 督管理部门、核动力厂设计人员和营运单位就核动力厂设计与鉴 定提供可接受的通用方法，使场址地震动不致危及核动力厂安 全，并在构筑物和设备的分析、试验鉴定所用方法和程序的一致 性方面给予指导，使其满足《规定》的安全要求。
2 总则 2.1 概述
2.1.1 本章依据《规定》中的要求，按构筑物、系统和部件 在设计基准地震事件中的安全重要性，提出抗震分类的建议。为 保证在设计中有适当的安全裕度1，还给出了关于设计标准应用 的建议。
2.1.2 对于本导则适用范围内所涵盖的影响核动力厂安全 的物项、服务和过程，应制定质量保证措施并有效实施。 2.2 设计基准地震
SL-2 水平的地震事件中，所有层次的防御应总是处于可用状态2。 为防御地震以外的外部事件所设计的实体屏障，在地震期间应保 持完整性和功能性。
2.3.5 尽管轻水堆一回路主要压力边界是按承受地震荷载 进行设计的，但作为一种保守措施，仍假设在一回路压力边界会 发生某些设计基准事故而设置了减轻其后果的物项，这类物项也 要包括在抗震Ⅰ类物项中。
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核动力厂内部危险（火灾和爆炸除外）的防护设计
2.3.7 可确定核动力厂的抗震Ⅱ类物项。抗震Ⅱ类物项应包 括：
（1）所有具有放射性风险但与反应堆无关的物项（如乏燃 料厂房和放射性废物厂房）。要求这些物项具有的安全裕度与其 潜在放射性后果相一致。由于这些物项一般来说与不同的释放机 理有关（如废物泄漏、乏燃料筒损坏），其预期后果与反应堆的 潜在后果不同；
（2）不属于抗震Ⅰ类〔特别是 2.3.3 节（2）和（3）中的物 项〕，但在足够长的时间内（在该时间段内具有合理地发生 SL-2 或 SL-1 的可能性）预防或缓解核动力厂事故工况（由地震以外的 假设始发事件引起的）所需要的物项；
（3）与场址可达性相关的物项及实施应急撤离计划所需的 物项。
2.3.8 抗震Ⅱ类物项的设计地震水平应在以下基础上确定： 为保护物项防御这一地震水平所做的附加工作必须与可能减轻 核动力厂人员或公众遭受地震引起的风险相称。必须遵守国家规 定的放射性物质释放可接受的限值。
2.3.9 不属于抗震Ⅰ类、抗震Ⅱ类的非核抗震类物项应依据 国家非核设施的规范进行设计，即按常规风险的设施进行设计。 其中的一些对核动力厂运行重要的物项，可根据运行目标选择较 严格的验收准则。这种做法可减少核动力厂停堆、检查和重新申 请许可证的需要，从而使核动力厂持续运行。
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核动力厂内部危险（火灾和爆炸除外）的防护设计
2.3.2 所有构筑物、系统和部件都要经受任何可能发生的地 震作用，而地震事件发生时所要求的性能可以不同于在安全分级 中考虑的安全功能。这些安全功能是基于在所有设计基准工况下 （假设始发事件）要求最高的安全功能。因此对于从安全出发的 设计方法，除了安全分级以外，还要根据其在地震期间和地震后 的安全重要性将构筑物、系统和部件进行分类。构筑物、系统和 部件的抗震可分为抗震Ⅰ类、抗震Ⅱ类和非核抗震类，或根据核 动力厂机组的设计特性分为更多类。分类的目的是为了有利于公 众和环境对放射性物质释放的防护和保障核安全。
2.2.3 对核动力厂每个安全级物项均应考虑 SL-2。最低水平 应考虑相当于自由场地面加速度峰值 0.15g（设计反应谱中零周期 加速度的值）。
2.2.4 设计基准地震动的确定一般考虑潜在地震动的频谱 及持续时间。当判定有多个震源对危险性具有主要贡献时，尤其 应注意不同震源的频谱效应与持续时间的影响。在此情况下，对 源于不同震源（如远场和近场）的地震动（或反应谱）进行包络 时应更加谨慎。考虑到构筑物、系统和部件的抗震要求不同，宜 对不同的地震动分别进行承载力评价。
2.3.3 应规定核动力厂的抗震Ⅰ类物项。此类物项应设计为 可承受 SL-2。抗震Ⅰ类物项通常下列物项 及其支承结构：
（1）作为 SL-2 的后果，其失效会直接或间接导致事故工况 的物项；
（2）使反应堆停堆，保持反应堆处于停堆状态，在要求期 间内排出余热所需的物项，以及对上述功能的参数进行监测所必
附件 1 核安全导则 HAD 102/02–2019
核动力厂抗震设计与鉴定
（国家核安全局 2019 年 12 月 31 日批准发布）
国家核安全局
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核动力厂抗震设计与鉴定
（2019 年 12 月 31 日国家核安全局批准发布） 本导则自 2019 年 12 月 31 日起实施 本导则由国家核安全局负责解释
1.2.5 本导则中关于模型化与物项鉴定方面的技术建议可 应用于地震以外其他原因引发振动的设计，如工业设施的爆炸、 飞机撞击、采石场爆炸或高速旋转机械的事故等。但是，对于此 类扩展应慎用，尤其是关于诱发振动的频率范围、持续时间、方 向和对核动力厂的影响机理等方面，应进行工程判断。还应注意 到，抵御此类荷载的设计可采用不同的形式（如防撞墙），或可 能包括其他不同的破坏形式（如冲击荷载引起的结痂或破碎）。 本导则不考虑这些特殊的工程措施。
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核动力厂内部危险（火灾和爆炸除外）的防护设计
需的物项； （3）预防或缓解设计中考虑的任何假设始发事件（不论其
发生的概率如何）引起的放射性释放超过限值所必需的物项； （4）预防或缓解乏燃料池不可接受的放射性释放后果所需
的物项。 2.3.4 在 2.3.3 节（3）中物项的选取与纵深防御有关：在
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核动力厂内部危险（火灾和爆炸除外）的防护设计
能，同一系统中的不同部件可能属于不同的抗震类别，例如应考 虑密封性、损坏（如疲劳、磨损及开裂等）程度、机械或电气功 能、最大位移、永久变形的程度和几何尺寸的保持等方面。
2.3.14 对核动力厂所有可能的运行模式都应考虑地震荷 载。在抗震设计中，对所设计的物项应考虑其抗震分类。
2.2.2 在核动力厂的设计中，SL-2 与最严格的安全要求相 关，而 SL-1 则具有不同的安全意义，其可能性较大且严重性较 低，可由营运单位经综合评估确定。通常，SL-1 用于荷载组合 （由于与概率相关的原因，其他事件与较低强度的地震组合）、 事故后的检查及许可证要求。作为较低水平的地震动，SL-1 通 常不与安全要求相关，只与运行要求相关。当核动力厂运行中场 址实际发生的地震动超越 SL-1 时，应采取措施停堆，并应依据 相关要求对核动力厂安全相关物项进行评估，经过核安全监督管 理部门的审查认可后，方可恢复核动力厂运行。