核电厂选址中的近场地震构造调查

讨论了在核电厂选址阶段近场范围内地震构造调查的主要内容和方法,包括近场区地质构造环境及第四纪构造活动分区、断裂活动性鉴定、深部构造环境以及地震发震构造的确定等,并对其中一些关键问题作了较为详细的论述     

核电厂地震安全性评价中的断裂构造调查与评价

本文针对当前工作中存在的问题，对核电厂地震安全性评价工作中断裂构造调查与评价的技术思路、发震构造鉴定、能动断层鉴定与调查、地表断裂影响评价、发震构造与能动断层的关系等方面的问题，从核安全法规的层面进行了分析和讨论。认为对核安全法规的正确认识和理解，是较好地解决当前问题的重要途径。     

地震重新定位在核电厂厂址地震安全性评价中的重要性

通过对地震资料可靠性的分析,阐述了在核电厂厂址地震安全性评价中重新测定震源位置的必要性,提出了改善地震定位精度的途径,并且给出了通过重新定位改变地震活动图象的例证     

核电厂选址中的近场地场构造调查

讨论了在核电厂选址阶段近场范围内地震构造调查的主要内容和方法，包括近场区地质构造环境及第四纪构造活动分区、断裂活动性鉴定、深部构造环境以及地震发震构造的确定等，并对其中一些关键问题作了较为详细的论述。     

核电厂选址中历史地震最大烈度

由于核电厂厂址选择对安全的要求严格和地震灾害极其复杂,在确定设计基准地震动时要求使用综合概率法、地震构造法和历史地震法。特殊的地震烈度衰减关系和烈度异常说明在核电厂选址中,必须考虑历史地震特殊情况重复的可能性,强调了历史地震法结果也有可能成为3种方法中的最大值     

海啸及其在核电厂选址中的安全评价

海啸大小的量度应包括关于海啸“源”处大小的描述,“源”处海啸的大小与地壳形变规模和方式有着直接的关系。在海啸与地震的关系中,除了地震震级外,强调了震源破裂方式这一因素。阐述了关于核电厂选址安全评价中历史资料的整理、分析,对未来海啸“源”的预测、海啸传播路径的调查和分析以及综合评价等4个方面进行了讨论     

核工程选址中的火山调查与评价——以吉林省为例

火山活动是核电厂选址中无法回避的重要课题。吉林省新生代以来火山活动极为强烈,特别是第四纪和现代火山活动更为突出,据吉林省火山分布与喷发活动特点,分析了火山与地震活动、火山与构造活动、火山与深部环境的关系,以及火山类型与性质、火山危险性预测和灾害评估。在上述讨论的基础上,提出了在核电厂选址工作中有关火山调查和评价方法的建议     

地震安全性评价中的多方案比较工作方法

在对秦山核电二期工程建设项目地震动参数的复核中采用了多方案比较方法。由于新增的地震地质资料不会改变原报告对地震地质研究的结论,近十多年地震的活动对工作区地震背景的影响没有发生根本变化。在分析研究本地区具有代表性的不同潜在震源区的划分方案后,采用相对应的地震动参数衰减关系进行地震危险性概率分析计算,与确定性方法计算结果比较后确定秦山核电二期扩建工程厂址极限安全地震动SL-2复核结果为0.15g。本次复核工作的技术路线可以为相似类型的重大工程地震参数复核参考。     

历史地震资料在核动力工程地震安全性评价中的应用

以三个核工程安全性评价为例,论述了运用历史地震及其资料对在核工程厂址近区域发生地震的确认及其对厂址的影响;区域范围内大震震中区的确认;对ＳＬ－２估计以及历史地震在ＳＬ－２确定的原则,历史地震资料在ＳＬ－２确定的不确定性中的应用。     

关于核电厂选址工作中地震动衰减关系的问题

在由地震动加速度资料拟合加速度衰减关系时应注意资料的场地特征及区域代表性、变量定义的一致及原始数据的分布范围等。利用参考地区的烈度及加速度衰减关系和工作地区的烈度衰减关系用转换方法求工作地区的加速度衰减关系时,只有在特定情况下才能用解析方法转换,一般宜采用数值方法。建议在核电厂选址工作中,对存在烈度异常等情况及有特大历史地震时要考虑特定地震的衰减特征     

新版IAEA安全导则《核电厂地震危险性评价》的分析与评述

本文分析了国际原子能机构新颁布的安全导则“EvaluationofSeismicHazardsforNuclearPowerPlants(NS-G-3.3)”与前版导则相比在内容、方法上的一些显著的变化;同时,结合我国核电厂厂址地震安全性评价的方法和实践,对该新版导则在我国的引进和应用中应该注意的问题,进行了评述。     

辽宁核电站温坨子厂址的地震地质研究

辽宁省瓦房店温坨子是东北地区第一个被选用的核电站厂址。但在厂址认定过程中对一些地震地质问题存在不同看法，为此，进行了一两年的深入研究。本文着重介绍了这个认定过程中的几个地震地质问题；针对这些问题进行的三方面的研究以及研究工作取得的认识。     

日本核电厂抗震设计及选址中的活断层评价

概要地介绍了日本核电厂抗震设计及选址中活断层评价的原则与方法、活断层调查程序和评价标准,以及活断层评价的经验与特点     

核电厂堆芯燃料组件地震反应分析

核电厂堆芯燃料组件在强震作用下难以避免地将产生摩擦、滑移和相互间的碰撞等非线性反应。关于燃料组件之间以及燃料组件与围板之间的碰境模拟对燃料给件地震反应的影响已有计算分析成果,但量,由于摩擦、滑移引起的燃料组件的非线性动力特性在燃料组件地震反应的现有计算模型中还未得到考虑。本文基于试验测定的燃料组件的非线性动力特性,提出了考虑上述因素的燃料组件地震反应分析方法。     

核电厂混凝土安全壳的地震可靠性分析

本文给出了自重和地震作用下核电厂混凝土安全壳的可靠性分析方法。首先基于半解析有限环元法和随机振型分析法，用首超概率给出了给定系统参数时安全壳的条件极限状态概率，然后基于此概率用推广的一次二阶矩法求解了考虑系统参数不确定性的安全壳极限状态概率。一个预应力混凝土安全壳的实例分析表明，系统参数的不确定性对安全壳的可靠性有重要影响。     

累积绝对速度在核电厂地震危险性分析中的应用研究

指出了运用我国现行的考虑时空非均匀性的地震危险性分析计算方法对核电厂等设计精良的设施进行地震危险性分析时所存在的问题.介绍了累积绝对速度（CAV）的概念,并将其引入到我国现行的考虑时空非均匀性的地震危险性分析计算方法之中,用以排除厂址周围小震对核电厂地震危险性分析的影响,并选取实际工程场点进行了试算.试算结果表明,此方法能明显排除厂址周围小震对地震危险性分析结果的影响.     

地震危险性与核心电厂密闭可靠性的评价方法

本文就考虑地震危险性时，核电厂安全壳的防泄露可靠性的评价方法进行了理论研究，探讨了地震模型问题中的参数确定的一些方面，给出了可靠性评价的总体思路，分析方法及具体频骤，确定了要考虑的的不定参数及其描述，并进而利用概率断裂力学推导出可靠性计算的一般公式。     

核电厂边坡地震影响系数研究

比较了不同行业抗震设计规范计算地震影响系数的方法,基于真时程动力分析法,通过设置人工透射边界,研究了典型核电厂边坡三量(位移、速度和加速度)动态放大系数取值,对比了各向同性和各向异性本构情形下的三量动态放大系数分布规律。研究表明:边坡三量增幅随坡高呈先增大后减小再增大的规律,各向异性边坡增幅大于各向同性边坡。当边坡高度超过100m后,边坡出现了三量动态放大系数瘿点,且各向异性边坡的瘿点多于各向同性边坡。计算获得的各向同性边坡动态放大系数取值区间为1.05～1.6,各向异性边坡的动态放大系数取值区间为1.6～2.7。研究成果可指导核电厂边坡的抗震设计,具有较好的应用价值。