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
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。
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。
核电厂抗震设计规范(1)
核电厂抗震设计规范1. 引言核电厂是一种重要的能源设施,其安全性和可靠性至关重要。
抗震设计是保障核电厂运行安全的重要措施之一。
本文档旨在制定核电厂抗震设计规范,以确保核电厂在地震发生时能够安全稳定地运行。
2. 设计目标核电厂抗震设计的目标是保证设施在地震发生时不受到破坏,并确保其功能不受影响。
具体设计目标包括:•核电厂主要设施的稳定性和完整性保持,不发生结构崩塌。
•确保核电厂的安全系统能够正常工作并保障人员安全。
•减少地震对核电厂运行的影响,并确保系统能够恢复正常操作。
3. 设计基准核电厂抗震设计应基于地震工程学的原理和规范。
设计应参考国家和国际标准,如国家地震设计标准和核电行业的技术规范。
设计基准应包括以下内容:•设计地震烈度等级和频谱加速度值。
•核电厂的基本设计参数,如结构类型、高度、质量等。
•地震作用分析的方法和准则。
4. 设计原则核电厂抗震设计应遵循以下原则:•结构强度应满足设计基准,能够承受设计地震作用。
•结构应具备良好的变形能力和抗震能力,能够吸收地震能量。
•设备和管道系统应考虑地震作用对其的影响,采取相应的加固和抗震措施。
•系统的复杂性和可靠性要求应考虑到地震作用。
•人员疏散和安全系统应具备抗震能力。
5. 设计要求在设计核电厂抗震能力时,应满足以下要求:5.1 结构设计要求•结构设计应满足承载能力和刚度要求,确保结构的安全性和稳定性。
•结构应采用合理的构件和连接方式,以保证结构的整体性和稳定性。
•结构材料的选择和使用要符合相关标准和规范。
5.2 设备和管道系统要求•设备和管道系统应设计为能够抵御地震力量的稳定结构。
•设备和管道系统应采用适当的加固和隔震措施,以减少地震对其的影响。
5.3 人员疏散和安全系统要求•核电厂应设置合理的疏散通道和紧急出口,确保人员在地震发生时能够安全疏散。
•安全系统应具备自动启动和动力供应的能力,确保核电厂的安全工作。
5.4 抗震设备要求•核电厂应配备防震设备,如隔震台、减震器等,以减少地震对设备和结构的影响。
浅谈核电厂抗震计算
浅谈核电厂抗震计算摘要:核电厂因其特殊性其抗震计算相对于常规民用建筑标准有较大提高。
根据核电厂各构筑物的重要程度,核电厂抗震设计规范将核电厂构筑物划分为三类物项(Ⅰ类物项、Ⅱ类物项、Ⅲ类物项),其中Ⅰ类物项的计算要求更为严苛,且一直是设计的重点,本文通过对建筑抗震规范和核电厂抗震规范进行了简要的梳理对比,旨在说明核电抗震计算的不同之处。
关键词:核电厂抗震;建筑抗震;三类物项1.执行规范(1)一般建筑(抗震设防烈度大于9度地区的建筑及行业有特殊要求的工业建筑外)抗震计算执行标准:《建筑抗震设计规范》GB50011-2010(2016年版)(2)核电厂抗震计算执行标准:《核电厂抗震设计规范》GB50267-97。
2.建筑抗震计算介绍[1]2.1基本术语(1)抗震设防烈度一般情况,过去50年内超越概率10%的地震烈度。
(2)设计基本地震加速度50年设计基准期超越概率10%的地震加速度的设计取值。
(3)设计特征周期指抗震设计用的地震影响系数曲线中,反应地震震级、震中距和场地类型等因素的下降段起始点对应的周期值,简称特征周期。
2.2基本原则《建筑抗震设计规范》的抗震设计可总结为三水准设防目标和两阶段设计。
三水准设防:(1)小震不坏(多遇地震);50年超越概率63%(即50年至少发生一次的概率63%)等价于年发生概率1/50等价于重现期50年。
(2)中震可修(设防地震),50年超越概率10%(即50年至少发生一次的概率10%)等价于年发生概率1/475等价于重现期475年。
(3)大震不倒(罕遇地震),50年超越概率2%~3%(即50年至少发生一次的概率2%~3%)等价于年发生概率1/1600~2400等价于重现期1600~2400年。
两阶段设计:第一阶段:对绝大多数结构进行多遇地震作用下的内力和变形分析,假定结构处于弹性工作状态,内力和变形分析可采用线性动静力分析方法;第二阶段:一些规范规定的结构(不规则且具有明显薄弱部位)进行罕遇地震作用下的弹塑性变形分析。
核电厂抗震设计规范 (2)
核电厂抗震设计规范引言核电厂是一种重要的能源设施,其安全性和稳定性对于保障公众安全至关重要。
地震是一种严重的自然灾害,可以对核电厂造成严重的破坏和事故风险。
因此,核电厂的抗震设计规范至关重要。
本文将介绍一些核电厂抗震设计规范的要点,旨在提高核电厂的抗震能力,减少地震事故的发生。
地震荷载计算地震荷载是指地震发生时,地震对建筑物产生的作用力。
在核电厂抗震设计中,必须准确计算地震荷载,以保证核电厂在地震发生时的安全性。
设计地震参数设计地震参数是指在核电厂抗震设计中所使用的地震参数,包括地震烈度、地震短周期加速度、地震长周期加速度等。
这些参数是根据当地地震地质条件和历史地震数据来确定的。
设计地震参数的准确性是核电厂抗震设计的基础。
地震荷载计算方法地震荷载的计算一般采用静力分析法或动力分析法。
静力分析法适用于简单的结构系统,动力分析法适用于复杂的结构系统。
在核电厂抗震设计中,常常采用动力分析法,通过建立结构的数学模型,利用计算机模拟地震波传播和结构的响应过程,计算地震荷载的大小和作用方向。
结构抗震设计核电厂的抗震设计的主要目标是确保核电厂能够在地震发生时保持稳定,并尽量减小破坏程度。
结构抗震设计包括结构设计和材料选用两个方面。
结构设计要点核电厂的结构设计要满足以下要点:1.结构应具有足够的刚度和强度,能够承受地震荷载的作用。
2.结构应采用适当的支撑形式,以降低地震对结构的作用。
3.结构应设计为能够抵御地震破坏的形式,例如采用韧性设计。
4.结构应具有良好的抗侧向力能力,能够减小地震引起的偏心力。
材料选用要点核电厂的材料选用要满足以下要点:1.结构材料应具有足够的强度和韧性,能够抵御地震荷载的作用。
2.结构材料应具有良好的抗震性能,能够减小地震引起的动态应变。
3.结构材料应具有良好的耐久性和抗腐蚀性,以确保核电厂的长期安全运行。
设备抗震设计核电厂的设备抗震设计是指核电厂设备在地震发生时能够保持稳定,不产生危险或影响核电厂的安全性。
不同法规关于核动力厂竖向地震动要求的分析
减 关 系推 算 到 特 定厂 址 峰值 加 速度 和 特 定厂 址
反 应 谱 的 具体 值 ,这 就 需合 理假 定竖 向和 水 平 向上 的峰值 加 速 度和 反 应 谱 的 比值 ( 如地 震安 全 性评价和 M3 1 0改进机 组抗震 分析 中通 常使用
的2 / 3 ),依据 水平 向厂 址特 定地 震反应 谱 来计
第1 4卷第 1 期
2 0 1 5年 3月
核
安
全
Vo 1 . 1 4 , No . 1 Ma i r . 2 0 1 5
Nu c l e a r Sa f e t y
不同法规 关于核动力厂竖 向地震动要求的分析
侯春 林 ,李小 军 ,潘 蓉 ,杨 宇 , 王树 国 L
关键词 :核动 力 厂结构 ;设 备抗 震鉴 定; 竖向地震 动 ;水平 向地 震动
中图分类号 :P 3 1 5 文章标志码:A 文章编号 :1 6 7 2 — 5 3 6 0( 2 0 1 5 )0 1 — 0 0 5 o . 0 6
竖 向地 震 作 用,是 指 结 构在 竖 向地 震分 量
竖 向峰值 加 速 度和 竖 向地 震 反 应谱 的获 得
有 两 种方 法 ,一 种 是 通过 合 理 的地 震 衰减 关 系 计 算 特 定厂 址 峰值 加 速 度和 特 定 厂址 反 应 谱 , 但 这 就要 求 有 充分 的实 际地 震 记录 和 可 以借 鉴 的历 史 资料 数 据 ;另 外一 种 是 无法 通 过地 震衰
T a b l e I S e i s mi c d e s i g n p r o v i s i o n s o f n u c l e a r p o we r un i t a b o u t v e r t i c a l g r o u n d mo io t n i n Ch i n a’ s r e g u l a t i o n s
核电厂结构抗震分析中不同规范要求引起的差异及影响研究
和研 究 ,并给 出 了一些 可供 实 际工程 应用 的研 究 结果 ;同时 为更 精 确地 开 展 计 算分 析 ,发展 和提 出 了一种 拟合 多 阻尼 反 应谱 的人工 地震 动 时程优 化算 法 。该研 究 工作 为我 国核 电厂 抗震
第 4期
中国地震局工程力学研究所 2 0 1 2届 博 士 论 文 摘 要 ( 1 I )
侯 春 林
( 中 国地 震局 工程 力学 研究 所 ,哈 尔滨 1 5 0 0 8 0 )
中图 分 类 号 : TU3 5 2 . 1 ; 文献标识码 : A; d o i : 1 0 . 3 9 6 9 / j . i s s n . 0 2 3 5 — 4 9 7 5 . 2 0 1 3 . 0 4 . 0 1 2
围的确定提 供基 础 资料 ,弥 补之前 基 础数据 匮乏 的不 足 。通 过 全 面 统计 分 析 ,分 别 得 到 了不 同烈度下各 类 房屋 的平 均震害 指 数 ,并 且 与 烈度 表 ( 1 9 8 0 ,1 9 9 9和 2 0 0 8等 ) 作 对 比,研 究 了 A/ B类 和 C 类房屋震 害指 数 的差别 与合 理性 。 ( 3 )对近 年来 我 国发 生的 两次大地 震—— 汶川地 震和 玉树 地 震—— 取 得 的各 类房 屋 的 大
中国 已运行 和在建 的核 电厂涉及 的技 术种 类 较 多 :有 些采 用 国 内技 术 ,有 些 引进 国 外技
术 ,且 引进 的 国家及 技 术均有 所 不 同,这就 造 成现 有 中 国核 电厂 设 计依 据 的法 规和 标 准 有所 不 同。对 于核 电厂 的抗 震分析 ,核 电厂设 计依 据不 同必然 对 一定 阶段下 核 电厂 抗震 设 计 的深 度和 实 际核 电厂 抗震 设 防水准 造成 一定 的影 响 。本 文便 基 于 实际核 电厂 工程 抗 震设 计 过 程 中 因引用不 同的规 范造 成核 电厂 许可 过程 和设 计过 程方 面差 异 的一 系列 问题进 行 了比较 、分析
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
核电厂抗震设计规范
核电厂抗震设计规范1. 引言核电厂是一种涉及核能的重要能源供应设施,其设计和建设需考虑到各种灾害风险,其中包括地震。
地震是核电厂运行安全的主要威胁之一,因此,核电厂的抗震设计至关重要。
本文将介绍核电厂抗震设计规范,包括设计原则、要求和评估方法。
2. 设计原则核电厂抗震设计的主要原则包括以下几点:•建立与地震威胁相匹配的设计需求;•采用合理的结构布局和设计,以减少地震引起的损害;•使用高质量的材料和先进的抗震技术;•进行详细的地震工程地质调查和地震动力学分析;•采用多层次的抗震设计策略,包括抗震结构设计、抗震设备设计和抗震控制系统设计;•进行全面的抗震性能评估和监测;•定期进行抗震性能检查和维护。
3. 抗震设计要求核电厂抗震设计要求的核心目标是确保设施在地震发生时能保持安全运行,避免核能泄漏和设施失效。
以下是核电厂抗震设计的一些重要要求:3.1 设计地震参数设计地震参数是进行抗震设计的基础,包括地震烈度、波谱和相应的设计地震动。
根据设计依据地区的地震特征,需确定合适的设计地震参数。
3.2 结构强度和刚度核电厂的结构需具有足够的强度和刚度,以抵抗地震引起的水平和垂直地面运动。
结构的抗震设计需遵循相关的建筑设计规范,包括强度和刚度要求。
3.3 抗震设备和系统核电厂的抗震设备和系统对于设施的抗震能力至关重要。
这些设备和系统包括振动吸收器、减震器、隔震系统等,用于减少地震对设施的影响。
3.4 接地系统和基础设计核电厂的接地系统和基础设计需考虑到地震引起的地面运动和液化等现象。
接地系统的设计应保证结构稳定,并减小地震引起的位移和变形。
3.5 安全设备和控制系统核电厂的安全设备和控制系统需具备抗震能力,确保核电厂在地震发生时能够及时采取必要的措施,保障设施的安全。
4. 抗震设计评估方法抗震设计评估是核电厂抗震性能的重要指标。
常用的评估方法包括以下几种:4.1 平面和立面抗震性能评估通过对核电厂平面和立面结构的抗震性能进行评估,可以评估结构的抗震能力和对地震的响应。
核电站建筑结构的抗震分析与设计
核电站建筑结构的抗震分析与设计核电站是一种重要的能源供应设施,其建筑结构的抗震分析与设计是确保核电站安全运行的重要环节。
本文将对核电站建筑结构的抗震分析与设计进行深入研究,以期为核电站建设提供科学依据和技术支持。
1. 概述核电站作为一种重要的能源供应设施,其安全性是保障国家能源安全和社会稳定运行的关键。
而地震作为一种常见自然灾害,对核电站构成了严峻威胁。
因此,对于核电站建筑结构进行抗震分析与设计显得尤为重要。
2. 核电站地震设计标准在进行抗震分析与设计之前,首先需要了解国内外关于核电站地震设计标准的发展和应用情况。
国内目前采用的地震设计标准主要包括GB 50011-2010《建筑抗震设计规范》以及GB 50011-2010《岩土工程勘察规范》等。
3. 核电站地震荷载计算在进行抗震分析与设计时,首先需要计算并确定核电站所受到的地震荷载。
地震荷载计算是抗震设计的基础,其准确性直接影响到核电站的抗震能力。
地震荷载计算主要包括确定设计地震动参数、确定结构响应谱、进行地震动时程分析等步骤。
4. 核电站结构抗震分析方法核电站建筑结构的抗震分析是确保核电站安全运行的重要环节。
目前,常用的核电站结构抗震分析方法主要包括静力弹性法、准静力弹性法和时程分析法等。
这些方法各有优缺点,应根据具体情况选择合适的方法进行分析。
5. 核电站建筑结构设计优化在进行核电站建筑结构设计时,除了满足抗震要求外,还需要考虑经济性和可行性等因素。
因此,在满足安全性的前提下,对于核电站建筑结构进行优化设计是提高工程质量和节约成本的重要手段。
6. 核电站工程实例本章将以某核电站工程为例,对其建筑结构进行详细介绍和分析。
通过对该工程实例的研究可以更好地了解并应用前述的抗震分析与设计方法。
7. 抗震设计的挑战与发展趋势随着科学技术的不断发展,核电站抗震设计也面临着新的挑战和发展趋势。
例如,随着大型核电站建设的增多,如何应对大型核电站地震荷载、如何提高核电站结构抗震能力等问题都需要进一步研究和探索。
核电厂核2级承压管道抗震设计规范对比分析
核电厂核2级承压管道抗震设计规范对比分
析
1核电厂核2级承压管道抗震设计
核电厂核2级抗震设计规范是根据国家统一标准制定的,旨在防止设备损坏、管道裂缝扩大、对环境造成污染和维护核安全的设立。
不同的设计规范对抗震设计有不同的要求,下文将对核电厂核2级抗震设计规范进行比较分析。
2工程结构
核2级抗震设计规范中要求工程结构以及建筑物采用钢材、钢筋混凝土、预应力混凝土结构,以确保其具备足够的抗震性能,以便抑制地震对其的影响。
3监测系统
核2级抗震设计规范要求,要设置可监测地震、噪声、振动和波动等环境参数的系统,以及可在紧急情况下启动紧急响应功能的系统。
此外,还要有报警系统,以便及时调整和改变核电厂核2级结构可抗震性能。
4结构强度
核2级抗震设计规范要求,工程结构应当具备足够的静力性抗震强度,以保证其能抵御和抗击地震力的发挥,避免由地震引起的结构损坏和空间变形。
5装置材料
核2级抗震设计规范要求,装置材料应当具备良好的静力学性能,以及充足的耐震性能,特别是要求有足够的变形能力、弯曲强度、抗压强度、抗蚀能力等,确保其能够有效的抗震。
6管道设计
核2级抗震设计规范要求,管道应经过严格计算,确保其能够抵御地震力所产生的应力、变形和屈服,以降低抗震的影响。
另外,还要保证管道的质量,防止损坏造成污染。
以上是对核2级抗震设计规范的比较分析,两者都要求核电厂核2级结构及装置材料具备足够的静力学性能和耐震性能,以及设置监测系统、抗震管道设计等,确保核电厂安全运行。
核电厂抗震安全管理制度
一、总则为保障核电厂在地震灾害发生时能够安全稳定运行,防止核事故的发生,依据国家相关法律法规和标准规范,结合我国核电厂抗震安全实际情况,制定本制度。
二、适用范围本制度适用于我国境内所有核电厂的抗震安全管理。
三、抗震安全管理职责1. 核电厂应建立健全抗震安全管理体系,明确各级人员抗震安全职责。
2. 核电厂主要负责人对本单位抗震安全工作全面负责。
3. 生产、安全、技术、设备、物资等部门应按照职责分工,做好抗震安全管理工作。
4. 核电厂全体员工应树立抗震安全意识,积极参与抗震安全管理工作。
四、抗震安全管理措施1. 地震安全性评价:核电厂工程厂址必须进行地震安全性评价,确定设计基准地震动。
2. 抗震设计:核电厂抗震设计应遵循国家相关标准规范,确保核电厂在地震作用下能够安全稳定运行。
3. 抗震设备:核电厂应选用符合抗震要求的设备,并定期进行检查和维护。
4. 抗震设施:核电厂应配备必要的抗震设施,如抗震支架、隔震器等,确保在地震作用下设施完好。
5. 应急预案:核电厂应制定完善的地震应急预案,明确应急响应程序、组织机构、人员职责和应急物资储备等。
6. 抗震演练:核电厂应定期组织抗震演练,提高员工应对地震灾害的能力。
7. 抗震培训:核电厂应加强对员工的抗震安全培训,提高员工抗震安全意识和技能。
8. 信息报告:核电厂应建立健全地震信息报告制度,及时向相关部门报告地震灾害情况。
五、抗震安全管理监督1. 核电厂应设立抗震安全管理部门,负责抗震安全工作的监督检查。
2. 各级人员应按照职责分工,对抗震安全工作进行监督检查。
3. 对违反抗震安全管理规定的行为,应依法予以查处。
六、附则1. 本制度由核电厂负责解释。
2. 本制度自发布之日起实施。
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。
核电厂的抗震设计输入及AP1000核岛隔震课题简介
核电厂的抗震设计输入及AP1000核岛隔震课题简介
夏祖讽
【期刊名称】《中国工程科学》
【年(卷),期】2013(000)004
【摘要】首先简单介绍了世界各国核电厂抗震输入的概况,同时提及了法国、日
本及我国相关部门对核岛基础隔震的一些探索,接着重点涉及上海核工程研究设计院针对AP1000系列机组所开展的核岛基础隔震设计课题的总体概念设计内容。
本文对核电厂的抗震设计及核岛结构基础的隔震设计提供了较多的实用信息,以供参考。
【总页数】6页(P52-56,61)
【作者】夏祖讽
【作者单位】上海核工程研究设计院,上海 200233
【正文语种】中文
【中图分类】TL4
【相关文献】
1.近期核电厂抗震设计输入及AP1000核岛隔震的总体考虑 [J], 夏祖讽;李韶平;王晓雯;杨杰;孙渝刚
2.美国、中国、英国发明专利“抗震低层楼房加层结构”和“刚柔胜隔震、减震、消震建筑结构体系”简介 [J],
3.AP1000核电厂模型基底隔震振动台试验研究 [J], 周志光;周龙定;赵锦一
4.美国、中国、英国发明专利“抗震低层楼房加层结构”和“刚柔性隔震、减震、
消震建筑结构体系”简介 [J],
5.美国、中国、英国发明专利“抗震低层楼房加层结构”和“刚柔性隔震、减震、消震建筑结构体系”简介 [J],
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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。
核电厂隔震技术的发展与应用
核电厂隔震技术的发展与应用核电安全性尤其是核电结构的抗震安全性仍有很多关键问题亟待解决。
介绍了核电厂隔震技术在国际上的发展趋势,并对已应用的核电隔震进行了介绍和讨论,并对未来核电隔震技术发展进行了讨论。
标签:核电厂;隔震技术;启动控制隔震装置1 引言自20世纪50年代中期第一座商业核电站投产以来[1],核电作为一种清洁、高效、优质的绿色能源用以替代煤、石油等高污染性传统能源,为世界上各个国家所大力发展,但由于其核燃料高放射性,核电厂房一旦经受地震灾害造成核泄露,则随之带来的生命伤亡、环境污染和经济损失将是难以估量的。
2007年日本发生的新潟地震,其1号机组地下5层的地震仪记录到的东西方向的加速度达到680gal,远远超过了反应堆重要设备273gal的设计值上限[2] ,2011年3月11日,发生了9.0级东日本大地震,造成福岛县等地毁灭性破坏,并引发福岛第一核电站核泄漏。
因此在核电厂的设计当中,应当考虑设备和管道的抗震性能需求,提高核电厂的整体抗震性能,减少不必要的停堆操作,避免因停堆等操作引发的巨大经济损失。
随着核电结构抗震要求的提高以及地震的不确定性给核电厂的抗震安全带来巨大的挑战,加上核岛内部管线等设备的限制,仅靠核岛结构本身已很难抵挡更高等级的地震,隔震技术为核电厂抗震减灾提供了新技术手段和研究方向,但现阶段隔震技术在核电厂结构设计中应用较少,尤其在我国核电领域,基础隔震技术在核电相关厂房中的应用还处于空白阶段。
寻找一种合理的隔震方式,既是对核电厂建设安全性的考虑,也是对核电厂建设经济性的考虑。
2 核电隔震技术的研究及应用2.1 核电隔震技术的研究隔震技术是通过在基础与上部结构之间增设隔震层,延长上部结构的自振周期来降低结构的地震响应。
隔震技术为提高核电结构抗震性能提供了新技术手段和研究方向,国外也较早开展了核电隔震技术研究。
日本自上个世纪80年代起进行了核电隔震技术的理论和试验研究,水平向隔震能大幅减小核电水平向地震响应,但竖直方向却无减震效果。
核电厂建筑物抗震设计
核电厂建筑物抗震设计
1、建筑物应根据其对核安全的重要性进行核安全分析,其抗震设计应符合下列规定:
(1)当建筑物损坏或丧失功能后不会危及核电厂Ⅰ、Ⅱ类核安全物项时,应按非核用途的常规建筑物进行抗震设计。
(2)当建筑物发生破坏、坠落、移位或任何其他的空间反应,会危及核电厂Ⅰ类或Ⅱ类物项功能时,除应按非核用途的常规建筑物进行抗震设计外,尚应保证建筑物在Ⅰ类或Ⅱ类物项对应的基准地震动作用下不会倒塌或不会丧失功能。
2、常规岛建筑物抗震设计除应符合本规范的规定外,尚应符合现行国家标准《建筑工程抗震设防分类标准》GB 5022
3、《建筑抗震设计规范》GB 50011、《构筑物抗震设计规范》GB 50191和《电力设施抗震设计规范》GB 50260的有关规定。
3、常规岛抗震设防烈度及其厂址地震动参数,应按批准的地震安全性评价报告确定。
4、抗震设防烈度为6度及以上地区的常规岛建构筑物,应进行抗震设计。
抗震设防类别的划分应符合下列规定:
(1)汽轮发电机厂房、汽轮发电机基座、屋内配电装置楼、开关站控制楼和氢气站等,应划分为重点设防类建筑。
(2)除本条第1款以外的其他生产与辅助建筑,应划分为标准设防类建筑。
5、厂房结构布置应与工艺专业统一规划,宜选用抗震性能好且经济合理的结构体系。
不规则建筑抗震设计应符合现行国家标准《建筑抗震设计规范》GB 500 11的有关规定。
6、当汽轮发电机厂房采用抗震性能化设计时,应对选定的抗震性能目标进行技术和经济可行性综合分析论证。
选定的性能目标不应低于现行国家标准《建筑抗震设计规范》GB 50011中规定的基本抗震设防目标。
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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%。
从国内外在役核电厂的设计实践来看,大多 采用了多组时程。采用多组时程主要是为了考虑 地震动客观存在的不确定性,通过对多组时程输 入情况下地震响应的包络或者平均,来确保抗震 分析和设计的安全。值得一提的是,美国西屋公 司开发的“第三代”堆型 AP1000,其抗震分析 采用的则是 SRP 的单组时程法。 3.3 时程的持续时间
低于目标反应谱的控 制点数不得多于 5 个; 低于目标反应谱的相 对误差不得超过 10%; 反应谱控制点处纵坐 标总和不得低于目标 反应谱的相应值。
各时程平均反应谱与 目标反应谱在各频率 上的比值的平均值应 等于或大于 1;各时程 平均反应谱中不应有 低于目标反应谱 10% 的点。
人工时程反应谱曲线上不能 有多于 5 点低于对应的目标 反应谱;低于目标反应谱的每 个点不能比对应的目标谱值 低 10%;在 0.3Hz 至 24Hz 内, 合成时程谱大于目标功率谱 密度函数的 80%。
(1)HAD101/01 中和时程持续时间有关的原 则要求包括:①时程的持续时间与断层破裂的长 度和速度有关;②持续时间也可能与震级相关; ③在整个估计过程中应使用统一定义的持续时 间;④给出了几种持续时间的规定方式;⑤当时 程曲线用于液化分析时,可能需要不同的持续时 间。
(2)GB50267-97 中提到,合成设计地震动时 程时应满足包络函数的要求,但对包络函数没有 进一步明确的规定。
HAD101/01 对反应谱控制点频率的范围及 间隔没有明确规定;GB50267-97、SRP 和 ASCE 4-86 对此均有详细的规定。比较这些规定可以发 现,这 3 部法规对不同频段频率增量的要求基本 相同。GB50267-97 的频段采样范围见表 2;而 ASCE 4-86 在低频段的采样范围由 0.2~3.0Hz 缩 短至 0.5~3.0Hz;ASCE 4-86 和 SRP 的采样范围 在高频端扩展至 34.0Hz。
受两种方法生成加速度时间过程:①采用三角级 数叠加法;②修改实际地震加速度记录法。无论 采用哪种方法都要求生成时程反应谱与设计目 标反应谱相匹配。 3.2 地震动时程组的数量
(1)HAD101/01 对此没有明确规定,GB5026797 规定 3 个方向上的设计地震动不应少于 3 组。
(2)SRP 给出了两种选择:①在考虑功率谱密 度的条件下可采用单组时程法,即只需要 1 组三 维地震动时程;②在不考虑功率谱密度时应采用 多组时程法,此时应计算出 4 组三维人工地震动 加速度时程。
第 27 卷 第 2 期 2006 年4月
核动力工程
Nuclear Power Engineering
文章编号:0258-0926(2006)02-0017-05
Vol. 27. No.2 Apr. 2 0 0 6
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 1,2,赵凤新 3
(1. 中广核工程有限公司工程技术部,广东深圳,518124;2. 天津大学建筑工程学院,300072; 3. 中国地震局地球物理研究所,北京,100081)
(4)美国核管会(NRC) 的《标准审查大纲》 (SRP)[4]中 3.7.1“设计地震参数”。
(5)美国土木工程师学会(ASCE)的《核安全 相关结构的抗震分析标准》(ASCE 4-86)[5]中的第 2 节“地震输入”。
核安全导则《核电厂的抗震设计与鉴定》 (HAD102/02)没有对设计地震动合成的方法作出 具体规定,偏重于在已知地震动输入的情况下, 如何对核电厂的结构和设备进行抗震分析、设计 和鉴定。因此,在本文中不将此导则列入比较。 仅对另外的 4 部法规、标准和导则所涉及的地震 动合成的技术要求进行比较分析。
人工时程均值反应 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 不能比对应的目标 谱值低 10%。
无具体要求
5%~20%
无具体要求
所有阻尼比
无具体要求
无具体要求
同一组时程间的互相 关系数≤0.3
无具体要求
3 合成地震动技术规定的比较与分析
3.1 时程生成方法 目前国内外的法规、标准和导则,基本都接
摘要:详细介绍了我国核电厂地震安全评价及抗震分析与设计中用到的多部国内外的法规、标准和导则 的技术规定,对其技术背景和要求进行了深入比较和分析,结合工程实践给出了相关的评述和应用建议。
关键词:核电厂抗震;法规标准;设计地震动;时程拟合 中图分类号:TM623 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 深入的理解。
本文在详细介绍各相关法规标准的技术规 定的基础上,对其技术背景和要求进行了深入的 比较和分析,给出了相关的评述和应用建议,旨 在为我国核电厂抗震设计、安全评估以及相关法 规标准的完善和修订提供有益的参考。
2 不同法规对合成地震动的技术规定
目前国内用于核电厂抗震设计和验算工作 主要涉及以下 5 部法规、标准和导则。
除给出不同频段频率增量建议值外,美国 SRP 和 ASCE 4-86 还给出另一种反应谱控制点的 取值方法,即后一频率高出前一频率的值不大于 前一频率的 10%。
表 2 控制点的频段及其增量
Table 2 Frequency Range and Increment of Control Points
多组时程法
可采用三角级数叠加法或由实际地震加速度记录修改而成
无具体要求 仅有原则性 规定
≥3 无具体要求
单组或多组 无具体要求
1
4
总持续时间:10~25s; 稳态强震持续时间:6~15s
无具体要求
0.2~33 Hz
0.5~34Hz
0.2~34 Hz
无具体要求
≥75
72 或 42
75 或 50
仅有原则性 规定
(3)ASCE 4-86 中对地震动数量的要求可以 是一组,也可以多组,但对采用一组或多组的条 件缺乏具体规定。
(4)比较上述规定可以发现,GB50267-97 中 对设计地震动的要求相当于 SRP 中的多组时程, 但时程的数量下限比 SRP 的要求少一组。由于其 包络目标谱的定义更加严格,而且包络目标谱的 阻尼比的要求比 SRP 宽松,因而其拟合时程的保 守程度相对较低,精度比 SRP 的相应结果要好。 因此,其时程组数量下限比 SRP 少的要求亦是合 理可行的。
为节省篇幅,本文不对上述 4 部不同法规的 技术细节进行一一罗列,仅将最主要的几方面技 术要点进行对比,见表 1。
收稿日期:2005-02-18;修回日期:2005-09-09
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核动力工程
Vol. 27. No. 2. 2006
技术内容 时程生成方法 时程组数 持时 目标谱频段 频段采样点数
人工时程反应 谱对目标反应 谱的包络要求
(3) 国 家 标 准 《 核 电 厂 抗 震 设 计 规 范 》 (GB50267-97)[3],参考国内外多部相关法规标准 和导则的技术要求,结合中国的具体情况编制而 成。该标准根据中国的地质地震背景,特别推荐 了适用于中国大多数地区的具有包络意义的标 准反应谱。另外在抗震设防水准、地震动合成、 结构和设备抗震分析与鉴定方面提出了一些不 同的见解和要求。
总之,时程的持续时间,特别是稳态强震持 续时间是与频域中反应谱的形状密切相关的。由 此可见,忽略了反应谱形状的差异,单纯规定时 程的持续时间是不适宜的。尤其是当核电厂抗震 设计考虑场地相关反应谱(site-specific spectra) 时,应特别注意时程持续时间与反应谱之间的相 互协调性。对于此点要求,建议在对我国相关法 规标准和导则进行修订时予以考虑。 3.4 反应谱控制点频率的范围及间隔