核电厂厂址选择中的地震调查与评价

结合十多年来我国核电厂厂址选择中地震调查与评价工作的基本经验,阐述了核电厂厂址选择中的地震调查与评价的阶段划分及其有关内容     

青藏高原东北地区地震重新定位及其活动特征

青藏高原东北地区是青藏块体、阿拉善块体和鄂尔多斯块体的汇聚部位．为探索该区的构造特征,结合地质构造绘出4条剖面线．对剖面两侧各40km 范围内的ML3.0及研究区范围内ML4.0的388次地震做了重新定位．重新定位后,36％ 的地震震中变化达5km以上;给出深度的地震数比重新定位前增加了50％．青藏高原东北地区似三联点构造区,历史上曾发生过3次8级以上大震,现今微震活动也很频繁,反映出青藏高原东北地区三大块体间的现代构造运动仍然十分强烈．      

青藏高原东北地区地震重新定位及其活动特征

青藏高原东北地区是青藏块体、阿拉善块体和鄂尔多斯块体的汇聚部位 .为探索该区的构造特征 ,结合地质构造绘出 4条剖面线 .对剖面两侧各 40 km范围内的 ML≥ 3.0及研究区范围内 ML≥ 4.0的 388次地震做了重新定位 .重新定位后 ,36%的地震震中变化达 5km以上 ;给出深度的地震数比重新定位前增加了 50 % .青藏高原东北地区似三联点构造区 ,历史上曾发生过 3次 8级以上大震 ,现今微震活动也很频繁 ,反映出青藏高原东北地区三大块体间的现代构造运动仍然十分强烈     

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。     

汶川Ms 8.0地震部分余震重新定位及地震构造初步分析

利用双差地震定位法对5月12日汶川MS8.0地震至6月26日四川地震台网整理形成观测报告的2741个余震进行了重新定位。在此基础上,初步探讨了汶川地震的地震构造及其余震的破裂扩展。重新定位后震源深度主要分布在0~20km间的上地壳,25~40km的下地壳也有少量地震发生,与下地壳存在脆性变形的断裂活动相对应,在20~25km深度范围内的上下地壳之间存在一个明显的缺震层,推测其可能构成推覆构造的滑脱面。从震源分布与震源机制解在空间的变化上,地震破裂由南向北单侧破裂且存在明显的分段活动性,推测可能存在逆冲推覆与右旋走滑破裂相互转换的过程:逆冲推覆滑动主要发生在高川以南的段落上,震源机制解表现为以逆冲为主;地震破裂向北并未沿龙门山推覆构造带北段扩展,而是斜切青川断裂,震源分布刻画的结构面陡直,震源机制解表现为以右旋走滑错动为主     

京津唐地区中小地震重新定位

利用华北遥测台网和首都圈数字地震台网112个台站记录到的1993—2004年发生在首都圈地区3983次地震的P波绝对到时资料和相对到时资料,采用双差地震层析成像方法联合反演首都圈地区的地震震源参数,给出了2809次地震的重新定位结果.经地震重新定位后,P波绝对走时均方根残差由初始的1.2s降为0.3s,定位精度有了非常显著的提高.重新定位后的地震震中更集中分布在断层带地区,条带状更为清晰.在唐山地区的唐山—大城断裂带,地震主要集中在断裂带内,两侧的地震比较稀少.从重新定位后的震中分布可以看出,研究区域内的地震活动带呈现更明显的北北东向和北西西向的条带状分布,说明这两组方向的断裂最为活跃.用双差地震层析成像方法得到的唐山地区的地震震源位置,沿北东方向剖面在深度上呈现明显的3个小震群的特点,震源最大深度为25km.唐山地区地震重新定位结果的对比性研究表明,双差层析成像方法得到的震源参数的精度高于常规地震层析成像方法和双差法.     

山西洪洞、临汾历史大震区现今地震的重新定位

利用临汾地区无线传输地震台网资料，对1303年洪洞（M＝8）、1695年临汾（M＝73／4）两次特大地震所在区域1987年－1999年发生的1670次中、小地震进行了重新定位。结果表明，重新定位后震源深度的测定情况比原有结果有很大改善，定位精度明显提高。两次历史大震所在区域中现今地震的密集区，与两次大震各自的高烈度区长轴方向、形状和大小相吻合，反映了历史大震震源断层对现今小震活动的约束作用。小震震源深度的分布情况表明，两次历史大震的震源断层可能都比较浅。重新定位结果为利用现今小震的群体特征研究历史大震的震源断层提供了良好的基础资料。     

张北-尚义地震序列的重新定位

应用相对定位方法, 对张北－尚义地震序列的主震和ＭＬ≥３．０ 余震重新精确定位。得出：张北－尚义地震序列的主震位置为北纬４１．１５°, 东经１１４．４６°, 位于宏观震中的北东方向约４ ｋｍ处, 震源深度１５ ｋｍ 。余震震源分布在北东约２０°的近乎垂直的平面内及其附近。张北－尚义地震序列的重新精确定位的结果,清楚地表明了这次地震的发震构造是南—北向至南南西—北北东向的具有较小的逆冲分量的右旋断层活动     

北京及邻区现代微震重新定位及其构造含义

本文采用Ｐｏｗｅｌｌ直接搜索定位方法对北京西北地区（３９°－４１°Ｎ，１１４°－１１７°Ｅ）１９７９—１９９２年３月发生的３４８个地震重新定位。通过震相到时的复核和补充、定位速度结构模型的修定以及定位程序的改进等措施，改善了定位效果。结果表明，重新定位后给出震源深度的地震数从原来的１３２个增至３１３个；定位结果均方根残差的均值从０．８０±０．４０ｓ降至０．４５±０．１８ｓ；各台Ｐ波到时残差下降；有近１０％的地震震中位置移动了１０ｋｍ以上，它们多位于北京地震遥测台网边缘地区。重新定位后的地震震中集中分布于怀安、宣化、怀来、琢鹿等山间盆地内部并与盆地边缘断裂有关。此外，地震还分布于山区和平原的交界地带。     

利用小震重新定位结果研究河北文安地震前地震活动三维空间特征

利用首都圈地区小震重新定位结果, 研究了2006年7月4日河北文安5.1级地震前地震活动特征, 结果表明: ① 文安地震前5年, 河北平原带中段M_L≥3.0地震活动出现明显的增强(持续43个月)—平静(持续17个月)特点, 蠕变曲线表现为加速—转平; ② 震前4年, 在15～20 km深处存在一个纬向长约70 km、 经向长约90 km的三维空区, 文安地震的起始破裂点位于该三维空区的下部边缘; ③ 2003年4月～2004年10月, 平原带中段M_L≥2.0地震震源深度从10 km的浅处逐渐增加到30 km左右的深处, 在此过程中, 中下地壳(20～30 km深度范围内)地震活动显著增强。     

核电厂地震危险性评价工作中最小震级的确定

从起算震级的定义出发,在分析其确定依据的基础上,结合实际震例,指出起算震级与工程场地地震危险性评价所关心的最小震级是两个不同的概念,起算震级可以取为4.0,但是,最小震级可能会是更小的震级,因此,对核电厂这类具特殊安全性要求的设施,以起算震级4.0代替最小震级,是偏于不安全的     

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     

INVESTIGATION AND EVALUATION OF EARTHQUAKES IN NUCLEAR POWER PLANT SITING

On the basis of ten-years major expecrience in investigation and evaluation of earthquakes in nuclear power plant siting in our country, the stage and content associated with investigation and evaluation are outlined in this paper.     

辽南核电站厂址区断层的评价问题

作者通过对核安全法规的学习和前人对辽南核电站厂址区断层的调查，并结合对断层实际踏勘，认为厂址区附近的东岗断层属于现行法规（ＨＡＦ０１０１）中规定的能动断层。但是，仅此一点并不能构成对推荐厂址的威胁，因为断层距厂址直线距离约４ｋｍ，断层的地表或近地表错动不会直接影响到核反应堆的安全。     

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     

DISCUSSION ON THE SPECTRA SHAPE OF SEISMIC MARGIN EARTHQUAKE OF NUCLEAR POWER PLANT IN CHINA

Fukushima nuclear accident caused widespread concern of earthquake initiated severe accident. Under this background, China nuclear utilities carried out research and application of seismic margin assessment(SMA)approach to evaluate the seismic margin of the existing nuclear power plants(NPP)by different spectra shape of seismic margin earthquake(SME). By reviewing the method used to determine SME of operational NPP in central and eastern United States(CEUS), this paper analyzed the seismic hazard characteristic of China NPP sites, contrasted the design basis ground motion between NPP in CEUS and China, and suggested giving priority to evaluating the seismic margin of operational NPP that adopted the improved second generation technology for the urgency and importance of assessment on the actual seismic capacity of NPP. Comparing RG1.60 spectrum to normalized site-specific SL-2 level acceleration spectra, we found that some normalized spectra overtook the RG1.60's in high frequency range, so it is not always adequate to scale RG1.60 spectrum to evaluate the seismic margin for sites of the improved second generation NPP. We selected a sample site whose site-specific SL-2 level ground motion is close to the standard design of improved second generation NPP(0.2g scaled RG1.60 spectrum)to determine the seismic margin earthquake by probabilistic seismic hazard analysis method of the sample site. Compared to the given PGA(0.3g)scaled scenario earthquake ground motions and the uniform hazard response spectrum(UHRS), whose PGA is 0.3g to PGA(0.3g)scaled standard spectra(median NUREG/CR0098 spectrum and RG1.60 spectrum), the results demonstrated that uniform hazard response spectrum and scaled scenario earthquake ground motions are both significantly higher than the PGA scaled median NUREG/CR0098 spectrum, and all the three spectra are enveloped by PGA scaled RG1.60 spectrum. Then, this paper suggests adopting the uniform hazard response spectrum or scenario earthquake ground motions to evaluate the seismic margin of improved second generation NPP beyond site SL-2 ground motion; and to evaluate the seismic margin of improved second generation NPP beyond standard design, we recommend to use PGA scaled RG1.60 spectrum.     

论核工程选址中的弥散地震

弥散地震评价是核工程选址中地震安全性评价的重要内容之一。文中在分析弥散地震涵义的基础上,论述了弥散地震评价中地震构造区划分的原则和依据、弥散地震确定的方法和技术途径等关键性技术内容     

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。