中国核电厂抗震裕度地震谱形问题探讨

福岛核事故后,地震作为初始事件引发核电厂严重事故的问题引起了广泛关注。在此背景下,中国核电厂相继开展了抗震裕度评价,但在评价中选用了不同的地震谱形。基于美国针对早期运行核电厂开展的抗震裕度评价方法和中国核电厂址的地震危险性背景分析,对比了中美两国核电厂抗震设计基准的差异,针对中国目前的情况,建议优先对采用二代加堆型的运行电厂进行抗震裕度评价。通过将RG1.60谱与归一化厂址特定SL-2级加速度反应谱进行对比分析,发现部分核电厂址反应谱谱形在高频部分超过了RG1.60谱,对于这类厂址,直接放大标准反应谱作为抗震裕度地震是不恰当的。对于采用二代加堆型的核电厂,选择了某个厂址特定SL-2级地震动与标准设计比较接近的核电厂址进行了分析,采用不同方法确定其抗震裕度地震,结果表明0.3g标定的NUREG0098中值谱在平台段和长周期部分明显低于相同PGA水平的一致概率谱和设定地震谱,三者都能被0.3g标定的RG1.60谱所包络。考虑到中国运行电厂的抗震设计特点,为了评价核电厂实际抗震能力相对于厂址的抗震安全裕度,可以采用一致概率谱或设定地震谱;为了评价二代加运行核电厂实际抗震能力相对设计基准地震动的抗震安全裕度,建议采用给定PGA标定的RG1.60谱。     

核设施地震危险性分析方法研究

福岛核事故揭示了外部自然灾害引发严重核事故的可能性,为核工程界敲响了警钟。因此,对我国运行和在建核电厂址逐步开展了抗震裕度评价(SMA)或地震概率安全评价(SPSA)工作。本文针对地震危险性分析在核工程应用中存在的问题,从设计基准地震动的确定、核电厂地震概率安全评价、超设计基准地震动安全分析3个方面进行了研究。设计基准地震动确定方面,目前存在的主要问题是某些核设施厂址确定论方法和概率论方法评价结果的显著差异。本文以我国的一些核电厂址为例,分析了确定论和概率论方法评价结果的控制性因素,分析结果表明,反应谱的周期较小时,主要受距厂址较近的发震构造(地震构造区)、潜在震源区控制;随着反应谱周期的增大,距厂址较远的区域性发震构造、高震级潜在震源区的影响逐步增大。通过分解变量MRs对地震动年平均超越概率(HT4)的相对贡献,给出了变量的边际分布和联合分布,说明了变量的分布特征,指出了评价结果差异的主要影响因素为单位面积上高震级档地震年平均发生率和衰减关系的截断水平。根据核设施结构基于性能抗震设计方法的应用要求,以地震引起堆融的年平均概率为目标,推导了反应谱调整系数公式,根据推导结果和中美两国厂址地震危险性曲线变化趋势的对比分析,建立了适用于我国的核设施结构抗震设计反应谱调整系数的近似公式。核电厂地震概率安全评价中的主要问题是概率地震危险性分析中的不确定性处理和表达。论文分析了地震动预测模型截断水平对概率地震危险性分析结果的影响,讨论了厂址地震危险性分析结果的分布形式;验证了随机振动理论方法的适用性,采用随机振动理论方法研究了土层地震反应分析中土层剖面模型参数的不确定性对评价结果的影响;介绍了美国中东部地区概率地震危险性分析认知不确定性处理采用的逻辑树方法,实现了逻辑树模型中多方案的权重确定方法,讨论了该方法的适用范围。关于认知不确定性处理,针对逻辑树模型在实际工程应用中存在的逻辑问题。基于稳定大陆地区最大震级和高震级档地震年平均发生率的研究进展,随机生成完整的地震目录,从中进行小样本抽样,分析了6值和高震级档地震年平均发生率的分布范围,研究了逻辑树模型中相互关联节点分支间的组合问题。根据稳定大陆地区最大震级先验分布的研究成果,利用破坏性地震目录计算似然函数,采用Bayesian方法,初步估计了对我国内陆核电厂址有重要影响的长江中游地震带最大震级的分布。关于抗震裕度评价中的抗震裕度地震确定问题,分析了我国核电厂址的地震危险性背景和不同堆型的抗震设计特点,以某核电厂址为例,采用多种方法确定了抗震裕度地震。根据分析计算结果,按照抗震裕度评价的目的、厂址地震危险性特征、堆型的抗震设计特点,给出了适用的方法和抗震裕度地震谱型。     

核电厂安全壳及某抗震Ⅰ类设备的抗震裕度评估方法研究

<正>东日本3·11大地震中福岛核电事故引起公众对核电厂在大震中安全性的广泛关注。核电厂超设计基准地震动作用下的安全裕度研究将给出核电厂高置信低失效(HCLPF)的抗震能力,为我国核电发展决策部门提供参考,并有助于公众对核能安全的认知。目前,关于核     

强震作用下核电站反应堆厂房结构的抗震性能分析

以位于强震区的国外某核电站为研究对象,建立考虑弯剪耦合非线性变形特性的反应堆厂房结构的集中质量模型,运用Open Sees软件对反应堆厂房结构进行动力弹塑性时程分析,研究反应堆厂房结构在设计基准地震和超设计基准地震作用下的地震反应特性,并且对反应堆厂房结构的抗震性能和抗震安全裕度进行评价。结果表明,在设计基准地震作用下,反应堆厂房结构变形较小,基本上处于弹性状态。在2倍设计基准地震作用下,反应堆厂房结构变形较大,个别构件呈现较为明显的非线性变形行为,特别是预应力混凝土安全壳底部的剪切变形已进入屈服状态。虽然在2倍设计基准地震作用下,反应堆厂房结构的部分构件发生开裂及屈服,但主体结构仍保持整体完好。因此,该反应堆厂房结构可满足抗震安全性要求并具有一定的抗震安全裕度。     

AP1000抗震分析与设计特点研究

对AP1000抗震分析与设计的主要特点进行分析,并将这些特点同现有核电站的设计状况和我国潜在厂址的情况进行对比.研究侧重于抗震分类、抗震设防水准及设计地震、地基岩土条件、抗震裕度分析等几个主要方面.通过研究,把握AP1000抗震分析与设计的主要特点,对其设计特点和适应性加深理解,并提出需要继续跟踪研究和关注的问题.研究成果可以为后续研究和AP1000堆型的工程引进提供参考和基础素材.其中关于抗震裕度分析的研究内容对于在我国开展在役核电厂的地震安全评估和3级PRA分析亦有借鉴意义.     

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     

基于性能的大跨径斜拉桥主塔概率地震风险分析

地震作用下,若斜拉桥主塔发生损伤,将使整体损伤风险明显提高。因此对斜拉桥主塔进行地震易损性分析来评定主塔的抗震能力,进而评估斜拉桥主塔在设计基准期内的地震损伤风险,具有重要的工程和经济意义。本文通过SAP2000有限元分析软件对某斜拉桥主塔进行了纵横向的地震易损性及危险性分析,结合地震易损性和危险性分析推导出概率地震风险函数,进而开展了斜拉桥的概率地震风险分析。分析结果证明,在100年设计基准期内,纵桥向或横桥向地震作用下,本文斜拉桥"H"型主塔均满足E3水准抗震设防要求。     

核电厂考虑结构参数不确定的 地震易损性分析

为考虑核电厂结构参数不确定对结构地震易损性的影响,基于一次二阶矩法(First-Order Second-Moment, FOSM)进行地震易损性分析。以核电结构中混凝土材料的密度、弹性模量,泊松比和抗拉强度为不确定参数,建立有限元模型,并与试验结果对比,以验证模型的准确性。基于有限元数值模拟方法,通过增量动力法计算核电厂模型在多条地震记录下不同峰值加速度的动力响应,同时基于FOSM得到参数不确定下的对数标准差,进而得到核电厂结构考虑参数不确定的地震易损性曲线。结果表明,结构参数的不确定对核电结构有一定的影响,未考虑参数不确定的地震易损性结果会低估结构的失效概率。该方法可为核电结构基于参数不确定下的易损性分析提供一定的理论依据与实用价值。     

地震易损性分析方法研究综述

结构的地震易损性分析对于预测结构的抗震性能、进行结构的抗震设计、加固和维修决策具有重要的应用价值。本文将对近几十年来地震易损性评估方法领域内的重大发展做全面综述,并对易损性分析方法的类别和优缺点及其应用作了总结和讨论。     

核电厂地震安全性评价衰减关系影响分析

地震危险性分析中的不确定性处理和表征,一直是核电厂厂址地震安全性评价中倍受关注的重要问题,尤其是日本福岛核事故后,无论是确定核电厂厂址的设计基准地震动,还是进行核电厂地震风险评价,都更加重视地震危险性分析中的不确定性.本文通过理论分析重点说明了衰减关系的不确定性,包括标准差和截断水平对核电厂地震安全性评价的影响,并在此基础上,通过算例和讨论说明了概率性方法截断水平的选取问题,探讨了现行确定性方法和概率性方法在截断水平选取上的差异.分析计算结果表明,在地震活动较弱的区域,概率性方法截断水平为3,确定性方法截断水平为0的现行做法是恰当的.但是,对于发震构造大震复发间隔较小的区域,为了使二者在超越概率方面协调,恰当提高确定性方法的截断水平更为合理.