《核电厂抗震设计规范》(正文、附录和条文说明).pdf
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不同法规关于核电厂设计地震动合成的技术要求比较_李忠诚
(4)ASCE 4-86 中时程反应谱对设计反应谱 包络的定义为：①各时程平均反应谱与设计反应 谱在各频率上的比值的平均值应等于或大于 1； ②各时程平均反应谱中不应有低于设计反应谱 10％的点。
通过对上述法规定义的比较，注意到以下几 点：
(1)GB50267-97 中时程的反应谱没有指明是 多条时程的平均值，因此，应理解为是针对每条 时程反应谱的规定；而 SRP 多组时程法和 ASCE 4-86 中均明确说明，规定的要求是针对多条时程 反应谱的平均值，而非针对单条时程的反应谱。 因此，GB50267-97 对此点的要求更加严格。
李忠诚等：不同法规关于核电厂设计地震动合成的技术要求比较
19
(5)SRP 的上述规定在实际工程中并不总是 适宜的。如果核电厂所处的地震环境为中等或中 等偏强时，这一要求是合适的；但若核电厂处于 地震活动较强的环境，特别是在距厂址 100～ 200km 有大震影响的情况(如江苏连云港核电厂 厂址)，此时时程的稳态强震持续时间会远远大于 15s。另外，如果单独合成设计地震动时程去考 虑弥散地震的影响，由于弥散地震往往是近震小 震，其稳态强震的持续时间极有可能无法达到 6s。
频段/Hz
0.2～3.0
3.0～3.6
3.6～5.0
5.0～8.0
频率增量
0.10
0.15
0.20
0.25
/Hz
频段/Hz
8.0～15.0 15.0～18.0 18.0～22.0 22.0～33.0
频率增量
0.50
1.0
2.0
3.0
/Hz
3.5 时程反应谱对设计目标反应谱的包络 时程反应谱对设计目标反应谱的包络是地
(3)SRP 中时程反应谱对设计目标反应谱包 络的定义为：①人工地震动反应谱曲线上不能有 多于 5 点低于对应的设计反应谱；②低于设计反 应谱的每个点不能比对应的设计谱值低 10％。对 于单组时程法，SRP 还增加了对目标功率谱的包 络要求，即在 0.3～24Hz 内(在低于 0.3Hz 和高于 24Hz 的频率范围可以不必检验)，合成时程功率 谱密度函数大于目标功率谱密度函数的 80%。
通过对上述法规定义的比较，注意到以下几 点：
(1)GB50267-97 中时程的反应谱没有指明是 多条时程的平均值，因此，应理解为是针对每条 时程反应谱的规定；而 SRP 多组时程法和 ASCE 4-86 中均明确说明，规定的要求是针对多条时程 反应谱的平均值，而非针对单条时程的反应谱。 因此，GB50267-97 对此点的要求更加严格。
李忠诚等：不同法规关于核电厂设计地震动合成的技术要求比较
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(5)SRP 的上述规定在实际工程中并不总是 适宜的。如果核电厂所处的地震环境为中等或中 等偏强时，这一要求是合适的；但若核电厂处于 地震活动较强的环境，特别是在距厂址 100～ 200km 有大震影响的情况(如江苏连云港核电厂 厂址)，此时时程的稳态强震持续时间会远远大于 15s。另外，如果单独合成设计地震动时程去考 虑弥散地震的影响，由于弥散地震往往是近震小 震，其稳态强震的持续时间极有可能无法达到 6s。
频段/Hz
0.2～3.0
3.0～3.6
3.6～5.0
5.0～8.0
频率增量
0.10
0.15
0.20
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频段/Hz
8.0～15.0 15.0～18.0 18.0～22.0 22.0～33.0
频率增量
0.50
1.0
2.0
3.0
/Hz
3.5 时程反应谱对设计目标反应谱的包络 时程反应谱对设计目标反应谱的包络是地
(3)SRP 中时程反应谱对设计目标反应谱包 络的定义为：①人工地震动反应谱曲线上不能有 多于 5 点低于对应的设计反应谱；②低于设计反 应谱的每个点不能比对应的设计谱值低 10％。对 于单组时程法，SRP 还增加了对目标功率谱的包 络要求，即在 0.3～24Hz 内(在低于 0.3Hz 和高于 24Hz 的频率范围可以不必检验)，合成时程功率 谱密度函数大于目标功率谱密度函数的 80%。
核动力厂抗震设计与鉴定
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。
—5—
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：
1.2.4 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。
—5—
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：
核电厂抗震安全评估方法述评
核电厂抗震安全评估方法述评裴强;王征;薛志成【摘要】为了应对核电厂超设计基准地震事件以及核电厂延寿和安全运行,需要对核电厂进行超设计基准地震下的抗震安全评估.介绍了3种核电厂抗震能力评估的方法,即保守的确定性失效裕度方法(CDFM)、地震易损性方法(SFA)及CDFM和SFA相结合的混合法.描述了CDFM抗震裕度的定义和保守的确定性失效裕度方法,并解释了用该方法计算抗震裕度的基本步骤;给出了SFA 3种地震易损性方法和分布模型,并对易损性参数的估计做了简要说明;最后介绍了混合法的研究概况.研究发现,CDFM法比SFA法简单,在实际应用中较为简便,混合法具有一定的近似性,适于初步分析.【期刊名称】《地震研究》【年(卷),期】2016(039)001【总页数】8页(P143-150)【关键词】核电厂;抗震安全评估;地震易损性法;保守的确定性失效裕度法;混合法【作者】裴强;王征;薛志成【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;黑龙江科技大学建筑工程学院,黑龙江哈尔滨150022【正文语种】中文【中图分类】TL48核电作为一种安全、清洁的能源已经被世界上许多国家接受。
然而核电站投资巨大，具有一定的设计使用寿命，世界上在运行的核电站多数采用二代堆型，其设计寿命为40年。
截至2012年年底，世界上运行的核电站共有441个，运行年限不超过15年的处于“青春期”的核电站有59个；运行年限大于15年但不超过30年的处于“中年期”的核电站有249个；运行年限超过30年但仍在40年设计寿命内的处于“老年期”的核电站共有124个；运行年限超过40年的处于“延寿期”的核电站有9个(张家倍等，2010)。
核电厂设计输入地震动有不断提升的趋势。
美国在20 世纪70 年代初所确定的核电站地震设计输入安全停堆地震(SSE)应采用10-4/年的概率水平，美国核管制委员会(NRC)在1997年就根据对建成核电站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(US Nuclear Regulatory Commission，1997)，规定今后新建核电站SSE的参考概率提升为10-5/年，这样美国对新一代核电站地震设计输入的实际操作水平已达到之前确定的SSE 的1.0～1.8(Robert，2006)。
核电厂建筑隔震的一般规定
核电厂建筑隔震的一般规定1、本章规定了对抗震安全性和使用功能有专门要求的核电厂建筑基底隔震设计方法，适用于采用隔震支座实现基底隔震的核电厂建筑。
除本章特殊规定之外，核电厂建筑隔震设计及隔震支座尚应符合本标准的相关规定。
2、核电厂隔震建筑的基本设防目标为：当遭受运行安全地震动影响时，需停堆进行安全检查，在确认核电厂保持安全功能的前提下可恢复正常运行。
当遭受极限安全地震动影响时，应能确保反应堆安全停堆并维持安全停堆状态，且放射性物质外逸不应超过国家限值。
3、采用基底隔震技术的核电厂建筑，应满足核电厂的整体安全要求。
确定隔震设计方案时，应与抗震结构的方案进行对比分析。
隔震支座及其附属结构物的设计，要求不应低于上部结构的设计要求。
4、隔震层应根据预期竖向承载力和地震响应控制要求，选择适当的隔震支座、阻尼装置、抗风装置及其他装置。
隔震支座产品性能参数应由试验确定，并应考虑使用环境对其性能的影响。
隔震支座应进行竖向承载力验算和极限安全地震动、运行安全地震动作用下水平位移的验算。
5、核电厂基底隔震工程主要适用于岩石和硬土场地，对于软弱土场地，应做专门研究。
6、隔震设计文件应注明对隔震支座的性能要求。
安装前应根据设计要求由第三方对工程中采用的各种类型和规格的原型部件进行全部检测，检测的合格率应为100％。
7、核电厂隔震建筑应设置地震监测与报警系统。
8、穿越隔震层的连接管线，应采用柔性连接或其他有效措施，其预留的水平变形量不应小于隔震层在极限安全地震动下的水平位移。
9、采用基底隔震的核电厂建筑设计除应符合本标准规定外，尚应符合现行国家标准《核电厂抗震设计规范》GB 50267的相关规定。
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。
核电厂地震调查与评价
3.2.1 核电厂地震调查与评价工作应针对 3.2.1 核电厂地震调查与评价工作应针对 初步可行性研究阶段、可行性研究阶段评价 初步可行性研究阶段、可行性研究阶段评价
要求，以及厂址普选工作需要，确定调查内 要求，以及厂址普选、概率风险分析（PRA）
容与深度。
等工作需要，确定调查内容与深度。
3.2.2 初步可行性研究阶段的地震调查与 3.2.2 初步可行性研究阶段的地震调查与 评价工作应以搜集现有地质、地震和地球物 评价工作应以搜集现有地质、地震和地球物
13
现行《规范》条文
修订征求意见稿
作，应在初步可行性研究的基础上进行，补 充搜集地质、地震和地球物理等资料，开展 现场调查及勘探工作，完成地震安全性评 价。工作内容应包括下列内容：
1 评价厂址所在区域地震活动、地球 动力学和地震构造特征，建立区域地震构造 模型。
2 对厂址附近范围能动断层作出确切 评价。
符合下列规定：
符合下列规定：
1 地震目录应包括破坏性地震目录 （M≥4.7）和小震目录（1.0≤M＜4.7）两部 分。
3 根据区域地震目录，分别编制区域 破坏性地震（M≥4.7）和小震（1.0≤M＜4.7 级）震中分布图。
1 地震目录应包括破坏性地震目录 （M≥4.7）和中小地震目录（1.0≤M＜4.7） 两部分。
处；其它地震构造区的最大弥散地震，应假 定发生在该地震构造区边界上最靠近厂址 处。
5 计算厂址基岩地震动峰值加速度 值。当采用椭圆衰减关系时，应考虑发震构 造方向与厂址的方位关系。当最大潜在地震 或弥散地震震级小于等于 6 级，且距离厂址 小于等于 10 km 时，其基岩峰值加速度值按 表 5.6.1 选取，震级超过 6 级时宜专门研究 确定其对厂址的地震动影响。
RG.1.61核电厂抗震设计阻尼值
核电厂抗震设计阻尼值DAMPING VALUES FOR SEISMIC DESIGN OF NUCLEAR POWER PLANTS美国核管理委员会USNRC RG 1.61（2007年3月第一次修订版）环境保护部核与辐射安全中心二〇一二年九月美国核管理委员会2007年3月第一次修订版管理导则核监管研究办公室管理导则1.61（草案编号DG-1157，2006年10月出版）核电厂抗震设计阻尼值 1.61 (2007026)A.引言根据HAF102要求，本导则为核电厂Ⅰ类抗震结构、系统和部件（SSCs）地震反应分析中所使用、可接受的阻尼值提供指导。
特别地，HAD102/02 要求对安全重要的SSCs设计应抵御诸如地震等自然灾害的影响而不能失去其正常的安全性能。
这些SSCs也应设计成适应灾害影响并适应与正常环境条件有关的运行事件和假想事件。
我国核安全监管当局认为本导则规定的阻尼值符合有关地震反应分析的规范和导则的要求。
指定的阻尼值用于弹性模态地震反应分析，其中能量耗散用粘滞阻尼模拟（即，阻尼力与速度成比例）。
--------------------------------------------------------------------B.讨论背景阻尼是衡量动力荷载作用下材料或结构系统能量耗散的尺度，用于描述动力系统能量耗散的数学模型及求解过程的专业术语。
开展弹性系统地震反应分析时，可以通过在模型中指定粘滞性阻尼大小（即阻尼力与速度成正比）来考虑能量耗散。
核工业界和许可证持有者建议核安全局接受更合理的阻尼值以用于SSCs的抗震分析与设计。
结构阻尼1993年最初版本Rg1.61提供了结构适用的阻尼值，有关结果见文献NUREG/CR-6011[3]，分析了有关数据以确定能显著影响结构阻尼的参数。
基于此项研究，最初版本Rg1.61阻尼值是合适的，但需要必要的修订。
特别是，对于钢结构，Rg1.61规范应区分摩擦型镙拴连接和承压型镙拴连接。
某核电厂应急设施存储厂房结构抗震设计
某核电厂应急设施存储厂房结构抗震设计梁亚林(华龙国际核电技术有限公司，北京100036)[摘要]日本福岛核事故后，国家核安全局要求我国在建、新建核电厂需进一步提高应对全厂断电事 故（SBO)的能力，增强超设计基准工况下实现堆芯冷却的应急补水能力，特别增设《应急设施存储厂房与燃 油补给中心》，以应对全厂失电情况下的应急要求。
该厂房抗震设计要求:按照厂址所在地区地震基本烈度 提高一度，并按照厂址基准地震动SI2(相当的地面加速度）进行校核。
[关键词]核电厂；抗震设计；弹性设计；SL2校核 文章编号:2095 -4085 (2018)07 -0026 -02日本福岛核事故后，我国针对在建核电站进行 了大地震引发海啸的灾害评估。
评估要求在建核电 站需进一步提高对全厂断电事故（SBO)的能力，增 强超设计基准工况下实现堆芯冷却的应急补水能 力，增设移动泵、移动电源、注水管线及相匹配的接 口。
建设应急设施存储与燃油补给中心厂房，以满 足全厂失电情况下的应急要求[1-3]。
1洪水问题1.1水淹设计基准水淹设计基准:洪水位叠加最大可能暴雨。
在 厂址遭受设防地震(全厂断电）导致厂区防洪系统、排水系统全部失效情况下，同时遭遇区域最大暴雨 导致的厂区水淹。
最终确定水淹高度需高于设计基 准洪水位5m。
1.2应急车辆简介为了满足防洪水的要求，应急车辆、设施布置在 高4.40m(建筑标高）的二层。
应急车辆共八台，包 括①一台380V移动式应急电源车，②一台6.6kV 移动式应急电源车，③一台6.6k V试验负载箱，④ 两台油罐车，⑤三台车载式移动泵。
2抗震设计要求国家核安全局要求《应急设施存储厂房》的抗 震设计:按民用建筑规范，取厂址所在地区地震基本 烈度提高一度进行抗震设计，并按照设计基准地震 动SI2(相当的地面加速度)进行校核。
作者简介:梁亚林（1983—），男，高级工程师。
研究方向：“华龙一号”（HPR1000)核电厂核岛结构设计与研究。
GB50267-97核电厂抗震设计规范
中华人民共和国国家标准核电厂抗震设计规范Code for seismic design of nuclear power plantsGB 50267-97主编部门:国家地震局批准部门:中华人民共和国建设部施行日期:1998年2月1日关于发布国家标准《核电厂抗震设计规范》的通知建标[1997] 198号根据国家计委计综（1986）2630号文的要求，由国家地震局会同有关部门共同制订的《核电厂抗震设计规范》已经有关部门会审，现批准《核电厂抗震设计规范》GB 50267-97为强制性国家标准，自1998年2月1日起施行。
本标准由国家地震局负责管理，具体解释等工作由国家地震局工程力学研究所负责，出版发行由建设部标准定额研究所负责组织。
中华人民共和国建设部一九九七年七月三十一日1 总则1.0.1 为贯彻地震工作以预防为主、民用核设施安全第一的方针，使核电厂安全运行、确保质量、技术先进、经济合理，制订本规范。
1.0.2 本规范适用于极限安全地震震动的峰值加速度不大于0.5g地区的压水堆核电厂中与核安全相关物项的抗震设计。
按本规范设计核电厂，当遭受相当于运行安全地震震动的地震影响时，应能正常运行，当遭受相当于极限安全地震震动的影响时，应能确保反应堆冷却剂压力边界完整、反应堆安全停堆并维持安全停堆状态，且放射性物质的外逸不超过国家规定限值。
注：①本规范所称的物项是指安全壳、建筑物、构筑物、地下结构、管道、设备及有关部件。
②g为重力加速度，取值为9.81m/s2。
1.0.3 核电厂的物项应根据其对核安全的重要性划分为下列三类：（１）Ⅰ类物项：核电厂中与核安全有关的重要物项，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。
（２）Ⅱ类物项：核电厂中除Ⅰ类物项外与核安全有关的物项，以及损坏或丧失功能后会危及上述物项的与核安全无关的物项。
核设施抗震设计中的设计地震反应谱
核设施抗震设计中的设计地震反应谱潘蓉【摘要】对于除核电厂以外的其他核设施,国际原子能机构的技术文件中推荐使用一组适用于不同场地情况的标准设计反应谱.通过研究分析其特点,并将GB500112010规范中推荐的设计反应谱与其他核设施反应谱相对比,为核设施设计中适当选择设计反应谱提供参考.【期刊名称】《核安全》【年(卷),期】2010(000)003【总页数】7页(P36-41,50)【关键词】其他核设施;设计地震反应谱;外部事件分类【作者】潘蓉【作者单位】环境保护部核与辐射安全中心,北京,100082【正文语种】中文随着现代工业的发展和人们生活水平的不断提高，日常的生产生活对于电力的需求日益增长。
从发展清洁能源的角度出发，我国正在规划建设更多的核电站以及与之配套的其他核设施。
由于核电厂和其他核设施中包含有放射性物质，对社会和环境具有潜在的安全影响。
因此，核电厂中建筑结构的设计要考虑比常规建筑物更高的安全裕度，而对于其他核设施也要依据其固有的安全特性采用适当的设计标准，以保证合理的安全裕度。
过去，人们一般比较关注核电厂的安全，为核电厂的抗震设计编制了一系列标准规范，而对于除核电厂以外的其他核设施的抗震设计没有专门的规范可以依据，经常采用民用规范进行设计。
“512汶川地震”给四川省核设施带来了前所未有的威胁，也提醒我们在今后的核设施设计中应针对核设施的特点，适当地对其抗震设计予以考虑，以保证核设施有足够的能力抵御地震的危害，从而保证人员和环境的安全。
下文结合其他核设施的特点，将国际原子能机构推荐的核设施设计地震反应谱与用于核电厂设计的反应谱及我国“建筑物抗震设计规范”的设计反应谱进行对比，以对核设施的抗震设计起到帮助作用。
除核电厂以外其他核设施具有以下特点：(1)与核电厂相比，其项目投资相对有限，用于厂址勘察的费用也不像核电厂那么充裕，因此厂址调查的范围不可能像核电厂那么大;(2)与常规设施相比，其他核设施中包含有放射性物质，对公众和环境具有潜在的威胁;(3)其他核设施种类较多、涉及的范围较广，各种设施的安全特性相差较大。
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支承点的输入位移矢量； 支承点的输入加速度矢量；
i 振型与 j 振型的相关系数； 分别为地基水平、竖向和摆动方向的辐射阻尼比； 阻尼比； 分别为对应 i 振型与 j 振型的阻尼比； 子结构总质量与主结构总质量的比值； 子结构基本频率与主结构主导频率的比值； 结构的基本自振圆频率。
ξ——
ξi、ξj —— λm —— λf —— ω1——
分别为基础沿水平、竖向和摆动方向的阻尼系数； 结构的阻尼矩阵； 分别为沿管道轴向和横向的基床系数； 分别为地基的水平、竖向和摆动方向的弹簧刚度； 分别为基础置于地表时的地基水平、竖向和摆动方向的弹簧 刚度； 分别为考虑基础置效应时的地基水平、竖向和摆动方向的附 加弹簧刚度； 结构的刚度矩阵； 地基弹簧刚度矩阵； 结构质量； 结构的质量矩阵； 反应谱； 设备所在楼层反应谱的最大谱值； 对应频率 i 的反应谱值； 动力阻抗矩阵； 位移影响矩阵； 输入反应谱中对应零周期的加速度谱值，即输入加速度峰值； i 支承点处反应谱的零周期加速度谱值； 分别为对应 i 振型与 j 振型的频率； 结构最低固有频率； 分别为沿管道轴向和横向的地基弹簧刚度； 输入结构体系的加速度矢量；
1 总则
1.0.1 本规范编制旨在贯彻国家防震减灾及核安全相关法律法规，严格执行民用核设施安 全第一的方针，确保核电厂运行安全、质量可靠、技术先进、经济合理。 1.0.2 本规范适用于极限安全地震动加速度峰值不大于 0.5g 地区的新建压水堆核电厂的抗 震设计，其基本原则和抗震计算方法也适用于重水堆、气冷堆和快中子堆核电厂。 1.0.3 核电厂工程厂址必须进行地震安全性评价以确定厂址的设计基准地震动。 1.0.4 按本规范设计的核电厂，当遭受极限安全地震动影响时，应能确保反应堆冷却剂压 力边界完整、反应堆安全停堆并维持安全停堆状态，且放射性物质释放对环境的影响不超 过国家规定的限值；当遭受运行安全地震动影响时，需停堆进行安全检查，在确认核电厂 相关物项保持安全功能的前提下可恢复正常运行。 1.0.5 核电厂物项的抗震设计应满足核电厂的整体安全要求；核电厂物项应依抗震分类实 施抗震设计，抗震分类应与核电厂各物项的安全重要性分级相对应。 1.0.6 核电厂物项的抗震分类可划分为抗震Ⅰ类、抗震Ⅱ类和非核抗震类。各具体物项的 抗震分类可采用相关技术标准的规定。 1.0.7 抗震Ⅰ、Ⅱ类物项的抗震设计应采用本规范规定的方法；非核抗震类物项的抗震设 计应满足适用的非核设施抗震设计规范的要求。 1.0.8 核电厂抗震设计除应符合本规范规定外，尚应符合相关技术标准的规定。
核电厂设计基准地震动的较低水准，主要用于对核电厂运行安全控制、设计中的荷载 组合与应力分析等，该地震动具有与极限安全地震动不同的用途。 2.1.6 厂址特定地震反应谱 site-specific response spectra
考虑具体核电厂厂址区域地震背景和场地特性的设计基准地震反应谱。 2.1.7 标准设计反应谱 normalized response spectra
2 术语和符号
2.1 主要术语
2.1.1 物项 structure, system and component, SSC 核电厂建筑物、构筑物、系统ห้องสมุดไป่ตู้部件的统称。
2.1.2 地震动 ground motion 地震引起的地壳岩土介质的运动，由地震动时程和相应的峰值、谱和持续时间等参数
表述。 2.1.3 设计基准地震动 design basis ground motion
地震动加速度时程平稳段的傅立叶振幅谱； 地震动加速度时程的功率谱； 地震动加速度时程平稳段的持续时间； 地下直管高程处的最大地震动加速度； 地震动加速度峰值；
2
c——
fmax—— m1、m2——
{xb}—— ve—— λ—— ρ12——
σ1、σ2——
地基中沿管道传播的地震波的视波速； 考虑的地震动最高频率； 分别为地震动加速度时程 x1(t)和 x2(t)的均值； 输入的地基水平地震动位移矢量； 地下直管所在高程处的最大地震动速度； 地震波视波长； 地震动加速度时程 x1(t)和 x2(t)间的相关系数； 分别为地震动加速度时程 x1(t)和 x2(t)的标准差。
核电厂抗震Ⅰ、Ⅱ类物项抗震设计中作为输入采用的地震动，包括极限安全地震动和 运行安全地震动两个水准。 2.1.4 极限安全地震动 ultimate safety ground motion
核电厂设计基准地震动的较高水准，是对应极限安全要求的地震动，通常为预估的核 电厂所在地区可能遭遇的最大潜在地震动，对应的年超越概率为 10-4。 2.1.5 运行安全地震动 operational safety ground motion
2.2.2
结构参数和结构分析 Cx、Cz、Cφ—— [C]—— Kn、Kt—— Kx、Kz、Kφ——
Kx´、Kz´、Kφ´——
Kx"、Kz"、Kφ"——
[K]—— [Ks]——
M—— [M]—— Rn(f)——
Sa—— Sai—— [S]—— [Ubs]—— ZPA—— ZPAi—— fi、fj —— fn—— kn、kt—— {xb} —— {xb(t)}—— {xb (t)} —— εij —— ηx、ηz、ηφ——
设备抗震鉴定试验中由相关技术标准规定的输入反应谱。 2.1.10 试验反应谱 test response spectra, TRS
设备抗震鉴定试验中实际采用的输入反应谱。
2.2 主要符号
2.2.1
地震动 |F( f ) |、 |F(ω) |—— S( f ) 、S(ω)—— Td —— a—— amax——
不考虑具体核电厂厂址区域地震背景和场地特性的具有包络谱特点的设计基准地震反 应谱。 2.1.8 抗震设防烈度 seismic precautionary intensity
按国家规定的权限批准、作为一个地区非核工程设施抗震设防依据采用的地震烈度， 一般情况下采用 50 年内超越概率 10%的地震烈度。 2.1.9 要求反应谱 required response spectra, RRS
i 振型与 j 振型的相关系数； 分别为地基水平、竖向和摆动方向的辐射阻尼比； 阻尼比； 分别为对应 i 振型与 j 振型的阻尼比； 子结构总质量与主结构总质量的比值； 子结构基本频率与主结构主导频率的比值； 结构的基本自振圆频率。
ξ——
ξi、ξj —— λm —— λf —— ω1——
分别为基础沿水平、竖向和摆动方向的阻尼系数； 结构的阻尼矩阵； 分别为沿管道轴向和横向的基床系数； 分别为地基的水平、竖向和摆动方向的弹簧刚度； 分别为基础置于地表时的地基水平、竖向和摆动方向的弹簧 刚度； 分别为考虑基础置效应时的地基水平、竖向和摆动方向的附 加弹簧刚度； 结构的刚度矩阵； 地基弹簧刚度矩阵； 结构质量； 结构的质量矩阵； 反应谱； 设备所在楼层反应谱的最大谱值； 对应频率 i 的反应谱值； 动力阻抗矩阵； 位移影响矩阵； 输入反应谱中对应零周期的加速度谱值，即输入加速度峰值； i 支承点处反应谱的零周期加速度谱值； 分别为对应 i 振型与 j 振型的频率； 结构最低固有频率； 分别为沿管道轴向和横向的地基弹簧刚度； 输入结构体系的加速度矢量；
1 总则
1.0.1 本规范编制旨在贯彻国家防震减灾及核安全相关法律法规，严格执行民用核设施安 全第一的方针，确保核电厂运行安全、质量可靠、技术先进、经济合理。 1.0.2 本规范适用于极限安全地震动加速度峰值不大于 0.5g 地区的新建压水堆核电厂的抗 震设计，其基本原则和抗震计算方法也适用于重水堆、气冷堆和快中子堆核电厂。 1.0.3 核电厂工程厂址必须进行地震安全性评价以确定厂址的设计基准地震动。 1.0.4 按本规范设计的核电厂，当遭受极限安全地震动影响时，应能确保反应堆冷却剂压 力边界完整、反应堆安全停堆并维持安全停堆状态，且放射性物质释放对环境的影响不超 过国家规定的限值；当遭受运行安全地震动影响时，需停堆进行安全检查，在确认核电厂 相关物项保持安全功能的前提下可恢复正常运行。 1.0.5 核电厂物项的抗震设计应满足核电厂的整体安全要求；核电厂物项应依抗震分类实 施抗震设计，抗震分类应与核电厂各物项的安全重要性分级相对应。 1.0.6 核电厂物项的抗震分类可划分为抗震Ⅰ类、抗震Ⅱ类和非核抗震类。各具体物项的 抗震分类可采用相关技术标准的规定。 1.0.7 抗震Ⅰ、Ⅱ类物项的抗震设计应采用本规范规定的方法；非核抗震类物项的抗震设 计应满足适用的非核设施抗震设计规范的要求。 1.0.8 核电厂抗震设计除应符合本规范规定外，尚应符合相关技术标准的规定。
核电厂设计基准地震动的较低水准，主要用于对核电厂运行安全控制、设计中的荷载 组合与应力分析等，该地震动具有与极限安全地震动不同的用途。 2.1.6 厂址特定地震反应谱 site-specific response spectra
考虑具体核电厂厂址区域地震背景和场地特性的设计基准地震反应谱。 2.1.7 标准设计反应谱 normalized response spectra
2 术语和符号
2.1 主要术语
2.1.1 物项 structure, system and component, SSC 核电厂建筑物、构筑物、系统ห้องสมุดไป่ตู้部件的统称。
2.1.2 地震动 ground motion 地震引起的地壳岩土介质的运动，由地震动时程和相应的峰值、谱和持续时间等参数
表述。 2.1.3 设计基准地震动 design basis ground motion
地震动加速度时程平稳段的傅立叶振幅谱； 地震动加速度时程的功率谱； 地震动加速度时程平稳段的持续时间； 地下直管高程处的最大地震动加速度； 地震动加速度峰值；
2
c——
fmax—— m1、m2——
{xb}—— ve—— λ—— ρ12——
σ1、σ2——
地基中沿管道传播的地震波的视波速； 考虑的地震动最高频率； 分别为地震动加速度时程 x1(t)和 x2(t)的均值； 输入的地基水平地震动位移矢量； 地下直管所在高程处的最大地震动速度； 地震波视波长； 地震动加速度时程 x1(t)和 x2(t)间的相关系数； 分别为地震动加速度时程 x1(t)和 x2(t)的标准差。
核电厂抗震Ⅰ、Ⅱ类物项抗震设计中作为输入采用的地震动，包括极限安全地震动和 运行安全地震动两个水准。 2.1.4 极限安全地震动 ultimate safety ground motion
核电厂设计基准地震动的较高水准，是对应极限安全要求的地震动，通常为预估的核 电厂所在地区可能遭遇的最大潜在地震动，对应的年超越概率为 10-4。 2.1.5 运行安全地震动 operational safety ground motion
2.2.2
结构参数和结构分析 Cx、Cz、Cφ—— [C]—— Kn、Kt—— Kx、Kz、Kφ——
Kx´、Kz´、Kφ´——
Kx"、Kz"、Kφ"——
[K]—— [Ks]——
M—— [M]—— Rn(f)——
Sa—— Sai—— [S]—— [Ubs]—— ZPA—— ZPAi—— fi、fj —— fn—— kn、kt—— {xb} —— {xb(t)}—— {xb (t)} —— εij —— ηx、ηz、ηφ——
设备抗震鉴定试验中由相关技术标准规定的输入反应谱。 2.1.10 试验反应谱 test response spectra, TRS
设备抗震鉴定试验中实际采用的输入反应谱。
2.2 主要符号
2.2.1
地震动 |F( f ) |、 |F(ω) |—— S( f ) 、S(ω)—— Td —— a—— amax——
不考虑具体核电厂厂址区域地震背景和场地特性的具有包络谱特点的设计基准地震反 应谱。 2.1.8 抗震设防烈度 seismic precautionary intensity
按国家规定的权限批准、作为一个地区非核工程设施抗震设防依据采用的地震烈度， 一般情况下采用 50 年内超越概率 10%的地震烈度。 2.1.9 要求反应谱 required response spectra, RRS