核电站抗震设计分析
核设施抗震设计中的设计地震反应谱
１ 国 际 原 子 能机 构 推 荐 的 用 于 其 他 核 设
施 设 计 的 设 计 地 震 反 应 谱
１ １ 其他 核 设 施 的特 点 ． 除核 电厂 以外 其他 核 设 施具 有 以下 特点 ：
（ ） 与核 电厂 相 比 ，其 项 目投 资 相 对 有 １ 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 ； （ ） 与 常 规 设 施 相 比 ，其 他 核 设 施 中包 ２
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 Ｇ ５ ０ Ｂ０ ｌ １—
２１ ０ ０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 。 关键 词 ：其他 核 设 施 ；设 计 地震 反 应谱 ；外 部 事件 分 类
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 。
施 的抗 震设 计 ，从而 使设 计 达 到 经 济 性 与 安 全
抗震等级和抗震构造措施
抗震等级和抗震构造措施1. 抗震等级是评估建筑物抗震性能的重要指标，通常分为不同等级，以应对不同强度的地震作用。
2. 对于高抗震等级的建筑，通常要求采用更严格的抗震构造措施，以保证建筑在地震发生时的安全性。
3. 地震震级的增加要求建筑物的抗震等级也随之提高，这意味着需要更加牢固的抗震构造设计。
4. 抗震等级的评定需要考虑地质条件、建筑物类型、地震历史等因素，以确保建筑在地震中的安全性。
5. 抗震构造措施包括但不限于使用加固材料、设置抗震支撑结构、采用减震技术等，从而提升建筑物的抗震性能。
6. 钢结构在抗震构造中通常起到重要作用，其高强度和韧性能使其成为抗震设计的重要选择。
7. 预制混凝土构件的使用也为抗震构造提供了便利，可以在减小施工现场施工难度的同时提高建筑物的抗震性能。
8. 抗震设计中的基础设计也至关重要，深入了解地质情况并采取合适的基础抗震措施可以有效减少地震灾害带来的损失。
9. 抗震设防标准是确定建筑物抗震等级和抗震构造措施的依据，不同地区和不同建筑物类型会有不同的设防标准。
10. 在地震频发地区，政府和建筑设计单位通常会要求建筑物达到较高的抗震等级，以确保公共安全。
11. 抗震设计工程师需要具备扎实的结构设计和地震工程知识，能够合理运用各种抗震构造措施。
12. 抗震设计中还需考虑建筑物的使用功能和经济性，以保证抗震性能的同时尽可能减少建筑成本。
13. 抗震构造措施的有效性需要经过严格的地震模拟和试验验证，以确保其在真实地震中的可靠性。
14. 抗震设计中要充分考虑建筑物的变形和位移，以确保在地震发生时能够受力合理并避免破坏。
15. 抗震设计中对建筑结构的整体性能评估是必不可少的，需要综合考虑不同部位的受力情况。
16. 抗震设防标准的制定和更新需要与地震科学研究紧密结合，以适应地震动态的变化。
17. 抗震构造措施还包括对建筑物内部设备和管线的抗震设计，以防止设备破坏导致次生灾害。
18. 地震监测与预警系统的建设也是抗震工程中重要的一环，可以为抗震构造措施的实施提供及时的信息支持。
核电厂隔震支座的要求
核电厂隔震支座的要求隔震支座是核电厂结构系统中的重要组成部分，它的性能直接关系到核电厂的安全性和稳定性。
核电厂隔震支座的要求主要包括以下几个方面：1.荷载承受能力：核电厂是一个庞大的建筑物，其承载的重量巨大，因此隔震支座需要具有足够的荷载承受能力。
它们应能够承受生命周期内的所有静、动、温度和地震荷载，并保证核电厂结构系统的稳定。
2.隔震效果：隔震支座的主要作用是隔离核电厂结构系统的震动，有效减小地震动对核电厂的影响。
因此，隔震支座需要具有良好的隔震效果，即能够降低地震能量的传递和震动的幅值。
3.抗震性能：核电厂作为关键设施，必须具备较高的抗震性能。
隔震支座作为核电厂的基础，其自身也要具备良好的抗震能力。
在地震发生时，隔震支座应能够保持较好的稳定性和完整性，同时能够有效减小结构的震动。
4.耐久性：核电厂的运行寿命长，因此隔震支座需要具备较长的使用寿命。
它们应具有优异的耐久性能，能够抵御各种外界环境的影响，包括高温、湿度、腐蚀等。
5.维护便捷性：核电厂隔震支座在使用过程中可能会出现一些故障或损坏，因此维护便捷性也是一个重要的要求。
隔震支座设计应该考虑到维修和更换的方便性，以减少维护和停机时间。
6.灵活性：隔震支座应具备一定的灵活性，能够适应核电厂结构系统的变形和变化。
它们应能够在地震动中自由地进行相对位移，从而降低地震对整个结构系统的影响。
综上所述，核电厂隔震支座的要求是多方面的，包括荷载承受能力、隔震效果、抗震性能、耐久性、维护便捷性和灵活性。
只有满足这些要求，才能够确保核电厂的安全性和稳定性。
核电站非安全级数字化仪控系统机柜的地震试验研究
工作频率：0.1—50Hz 标准负荷：60t 最大倾覆力矩：1800kN.m 最大偏心力矩：600kN.m 最大台面加速度：X 方向±4.0g（空台）或±1.5g（标准负荷）
Y 方向±2.5g（空台）或±1.0g（标准负荷） Z 方向±3.0g（空台）或±0.8g（标准负荷）
根据对核电设备地震试验相关标准的研读和分析， HAF-J-0053 以 IEEE344（等效于 RG 1.100）为蓝本并参考了 GB 13625（等效于 IEC980）、GB 12727 （等效于 IEC780）、IEEE323、HAF-0102 中的相 关内容，所以本次试验以 HAF-J-0053 为主要参考标准。
图 1 机械产品设计过程示意图
本文对公司首次自主化核电站非安全级数字化仪控系统机柜的 地震试验设计与实践的情况进行了总结和研究，主要通过以下 4 方面
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进行阐述： （1） 地震试验的自主设计； （2） 试验的执行； （3） 试验结果分析； （4） 试验问题的总结。
1 地震试验的自主设计 1.1 标准关系分析与选取
名词解释 【RSS】要求反应谱，即设备放置处的楼层响应谱。 【TRS】试验反应谱，由 RRS 计算得到的人工加速度时程加载试 验设备后测得的反应谱；
图 6 试验水平反应谱
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图 7 试验垂直反应谱
（3）动态特性探查 用连续正弦波扫描或白噪声随机波扫描的方法获得机柜结构的
自振频率和各测点处的阻尼比，要求为 X-Y-Z 三向激励、扫描频率范 围 0.5-50-0.5Hz、台面运动输入加速度小于 0.2g、振动持续时间不 少于 120 秒、扫描速度不超过 2 倍频程/分，扫频次数每个方向上来 返不少于 1 次，即三方向不少于 6 次。
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。
核电抗震研究综述
第一章核电设备抗震设防及次生灾害1.1核电抗震设备分类1.1.1安全等级核电设备的安全等级可分为四级，即安全一级、安全二级、安全三级和安全四级。
（1）安全一级安全一级主要包括组成反应堆冷却剂系统承压边界的所有部件。
安全一级包括反应堆冷却剂系统中主要承压设备：反应堆压力容器、主管道以及延伸到并包括第二个隔离阀的连接管道（内径大到破损后正常补水系统不能补偿冷却剂的流失）、反应堆冷却剂泵、稳压器、蒸汽发生器的一次侧和控制棒驱动机构的壳体。
安全一级设备选用的设计等级为一级，质量为A组。
美国联邦法规规定，必须按实际可能的最高质量标准来设计、制造、安装及试验。
具体地说应符合美国机械工程师协会（ASME）规范第Ⅲ篇（核动力装置部件）第一分册中关于一级设备的规定。
（2）安全二级安全二级主要指反应堆冷却剂系统承压边界内不属于安全一级的各种部件，以及为执行所有事故工况下停堆、维持堆芯冷却剂总量和排出堆芯热量及限制放射性物质向外释放的各种部件。
例如如下一些部件：1）反应堆冷却剂系统承压边界部件中非核一级设备和部件：余热排除系统、安全注入系统及安全壳喷淋系统等。
2）构成反应堆安全壳屏障的设备和部件：安全壳及隔离贯穿反应堆厂房的流体系统的阀门和部件，二回路系统直至反应堆厂房外第一个隔离阀的部分，安全壳内氢气控制监测系统及堆芯测量系统的设备和部件。
（3）安全三级安全三级主要指下述一些系统的设备：为控制反应性提供硼酸的系统；辅助给水系统；设备冷却水系统；乏燃料池冷却系统；应急动力的辅助系统；为安全系统提供支持性功能的设施（例如燃料、压缩空气、液压动力、润滑剂等系统设施）；空气和冷却剂净化系统；放射性废物贮存和处理系统。
（4）安全四级安全四级核岛中不属于安全一、二、三级的设备为非核安全等级。
但非核安全级的设备设计制造应按非核规范和标准中较高的要求执行，必要时，还应附加与安全的重要性相适应的补充设计要求。
两个不同安全等级的系统的接口，其安全等级应属于相连系统中较高的安全等级。
抗震设防等级与施工措施要求
抗震设防等级与施工措施要求地震是一种毁灭性的自然灾害，可以造成人员伤亡和财产损失。
为了保护人们的生命和财产安全，抗震设防成为了非常重要的工程要求。
抗震设防等级和施工措施是建筑行业中关注的热点问题。
本文将探讨抗震设防等级的划分以及相应的施工措施要求。
首先，抗震设防等级是根据地震活动性和建筑物的重要性来决定的。
一般来说，抗震设防等级可以分为几个级别。
例如，一级抗震设防等级适用于重要的基础设施，如核电站、大型水库等。
这些建筑物必须具备极高的抗震能力，能够在地震中保持结构的完整性和稳定性。
二级抗震设防等级适用于一般的工业和民用建筑物，如厂房、商业建筑等。
这些建筑物需要具备中等的抗震能力，以保护人们的生命安全。
三级抗震设防等级适用于较小规模的建筑物，如住宅楼、小型商铺等。
这些建筑物需要具备一定的抗震能力，但可以适度降低设计标准。
不同的抗震设防等级对于施工措施的要求也有所不同。
对于一级抗震设防等级的建筑物，施工措施要求非常严格。
首先，建筑物的结构必须采用可靠的材料，如高强度混凝土和钢材。
其次，结构的设计必须考虑到地震对建筑物的作用，采用适当的抗震构造形式，如剪力墙和框架结构。
此外，建筑物需要采取一系列的抗震措施，如加固地基、设置防震支撑器等。
所有这些措施都需要由专业的工程师进行设计和监督，以确保建筑物在地震中具备足够的抗震能力。
对于二级抗震设防等级的建筑物，施工措施要求也比较严格。
建筑物的结构材料需要具备一定的强度和韧性，以抵挡地震的破坏力。
同时，结构设计需要考虑到地震的影响，采用一定的抗震构造形式。
此外，建筑物还需要采取一些简单的抗震措施，如加固柱子、设置抗震支座等。
这些措施能够增加建筑物的抗震能力，保护人们的生命安全。
对于三级抗震设防等级的建筑物，施工措施相对较为简单。
建筑物的结构设计需要考虑到一定的地震力，采用合理的结构形式。
此外，建筑物还需要进行一些基础设施的加固，以增加整体的稳定性。
虽然这些措施相对较为简单，但仍然需要专业工程师的设计和监督，以确保建筑物的安全性。
核电厂高静低动三维隔震系统的地震响应研究
核电厂高静低动三维隔震系统的地震响应研究作者：何文福黄君量许浩陈睦锋来源：《振动工程学报》2023年第06期摘要为实现核电厂隔震结构在静载阶段隔震层具有小位移的同时，动载阶段具有较好减震效果的目的，提出一种由水平隔震单元和高静低动隔震系统（由斜置橡胶支座和负刚度装置组成）组成的核电厂高静低动三维隔震系统。
基于静载和动载阶段的斜置橡胶支座、负刚度装置的变形特征提出了核电厂高静低动三维隔震系统竖向理论模型，分别对斜置橡胶支座、负刚度装置以及高静低动隔震系统进行静力加载试验，结果表明斜置橡胶支座具有较好的承载力和较大刚度，负刚度装置呈现明显负刚度特性，高静低动隔震系统在动载阶段滞回曲线饱满，具有较小动刚度特征。
理论模型与试验结果的对比表明所提出的高静低动隔震系统理论模型能较好反映该装置系统力学特性。
进一步对核电厂高静低动三维隔震结构进行地震响应分析，结果表明该结构在静载下的变形为102.02 mm，从地震作用下核电厂上部结构和内部设备的三向加速度变化来看，该隔震结构具有良好的减震作用，减震率达到40%以上，提高了核电厂在三向地震作用下的安全性。
关键词地震响应; 斜置橡胶支座; 负刚度; 高静低动三维隔震系统; 核电厂引言核电厂的隔震设计目标是在保留核电站机组原先核岛厂房上部结构及内部所有配套核设施的标准设计不变的前提下，仅在其核岛基础底板下设置隔震支座，减小传递到核电厂上部结构及内部设施的地震作用，使地震输入能量大部分被消耗在隔震层，从而有效保障核电厂在突发强地震条件下的安全性［1‑4］。
当核电厂设置隔震支座时，隔震层在地震作用下的位移变大，会对核电厂结构造成破坏，由此带来的后果十分严重。
因此在提高核电厂隔震结构的隔震效果的同时降低隔震层位移是非常必要的。
传统隔震装置在水平向具有良好的隔震效果，却无法对竖向地震起到隔震作用，甚至可能会扩大竖向地震影响。
大量的观测和试验表明竖向地震动的影响被显著低估［5‑6］。
核电站设计规范
核电站设计规范核电站是一项高风险的工程，其设计需要严格遵守一系列规范和标准，以确保核电站的安全运行和人员的健康。
本文将介绍核电站设计过程中的一些规范和标准，包括院外区域选择、建筑物布置、安全系统设计、放射性废物处理等方面。
一、院外区域选择核电站的院外区域选择是一个关键决策，它直接影响到核电站的安全和环境保护。
院外区域选择应考虑以下几个因素：1. 地质条件：核电站所处地质条件应具备良好的地基和抗震能力，以确保核电站的稳定性和抗震性。
2. 洪水和地质灾害：核电站应避免选择处于洪水和地质灾害多发区域，以减少自然灾害对核电站的影响。
3. 交通便利性：核电站应选择交通便利的地点，以方便运输核燃料和其他必要物资。
4. 离人口密集区的距离：核电站应远离人口密集区，以减少事故发生时对人员的伤害。
二、建筑物布置核电站的建筑物布置涉及到多个方面，包括主厂房、辅助设施、办公楼等。
建筑物布置应遵循以下几个原则：1. 安全防护：核电站的建筑物应具备良好的安全防护能力，包括抗震、抗洪、防火等方面。
2. 容灾能力：建筑物应具备一定的容灾能力，以应对可能发生的事故和自然灾害。
3. 空间布局：建筑物的空间布局应合理，以提高工作效率和安全管理。
4. 区域划分：建筑物应划分为不同的区域，以便于不同的工作人员进行工作，并能实现良好的应急管理。
三、安全系统设计核电站的安全系统是核电站设计中最重要的部分之一，其设计应满足以下要求：1. 重要设备的安全防护：核电站的安全系统应保证关键设备的安全运行，如反应堆、冷却系统等。
2. 辐射防护：核电站的环境辐射应满足国家标准，核电站应采取相应的措施减少对环境的辐射。
3. 应急响应能力：核电站应设计并实施有效的应急响应系统，包括事故报告、应急预案、人员撤离等。
4. 安全培训和教育：核电站应为员工提供必要的安全培训和教育，以增强员工的安全意识和技能。
四、放射性废物处理核电站产生的放射性废物是一个重要的问题，其处理应遵循以下原则：1. 分类存储：核电站应对放射性废物进行分类存储，以便于后续的处理和处置。
核电厂大型组合结构的有限元抗震分析方法研究
第 ２ ８卷 第 ２ 期
２０ ０ ８年 ６月
核 科 学 与 工 程
Ｃｈｎ ｓ ｏ ｒ ａ ｆＮｕ ｌａ ｃｅ ｃ ｎ ｇ ｎ ｅ ｉｇ ｉ ｅ ｅＪ ｕ ｎ ｌｏ ｃｅ ｒＳ ｉｎ ｅａ ｄ Ｅｎ ｉｅ ｒｎ
Ｖｏ ＿ ８ ＮＯ ２ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱｌ２ ．
型 组 合 结 构 的抗 震 分 析 方 法 ， 将 等 效 静 力 法 与 反 应 谱 法 相 结 合 ， 该 结 构 进 行 分 析 ， 后 根 据 相 关 法 并 对 最
规 对 各 子 结 构进 行评 价 ， 以确 保 总体 组 合 结 构 在 极 限 安 全 地 震 条 件 下 能 够 保 持 结 构 完 整 性 。
关 键 词 组 合 结 构 ； 限元 分 析 ； 震 分 析 ： 有 抗
中 图分 类 号 ： Ｌ ８ ＴＭ６ ３ Ｔ ４； ２ 文献标识码 ： Ａ 文 章 编 号 ： ２ ８０ １ （ ０ ８ ０ — １ ８０ ０ ５— ９ ８ ２０ ）２０ ８—５
Ｒｅｅ ｒ ｈ ｏ ｅｓ ｃａ ａｙ ｉ ｍｅｈ ｄ ｏ ａ ｇ ｏｎ ｔｕ ｔ ｒｓ ｓ ａ ｃ ｎ ｓｉ ｍｉ ｎ ｌｓ ｔ ｏ ｆｌｒ ｅｊ ｉ ｔ ｒ ｃｕ ｅ ｓ ｓ
Ｊ ｎ ２ ０ ｕ． ０８
核 电厂 大 型 组 合 结构 的 有 限元抗 震 分 析 方 法 研 究
谭忠文， 王海涛， 何树延
（ 华大学核能与新能源技术研究院 ， 京 １０８） 清 北 ０ ０ ４
摘 要 ： 现 代 核 电站 抗 震 设 计 中 ， 限 元 法 是 各 类 相 关 设 备 抗 震 分 析 与 评 价 的 重 要 数 值 仿 真 工 具 。对 于 在 有
—
ｔ ｎ ｎ ｔ ｉ ａ ｅ ，ｔ ｅｓ ｉｍｉ ｎ ｌｓｓｍｅ ｈ ｄｆ ｒｌｒ ｅｊ ｉｔｓｒ ｃｕ ｅ ｓｇｖ ｎ ｔ ｅ ｌ ｌ ・Ｉ ｈｓｐ ｐ ｒ ｈ ｅｓ ｃａ ａｙ ｉ ｔ ｏ ｏ ｇ ｏｎ ｔｕ ｔ ｒｓｉ ｉｅ ｏｄ ａ ｏ ａ
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。
核安全级设备的抗震鉴定
五、 核电厂抗震鉴定的发展和现状
地震工程是一门范畴十分宽广的几个方面相互关联的学科。在 国际反应堆结构力学领域内，核电厂地震反应分析占有显著地位。
在60年代核电厂的开创阶段中，抗震问题一开始就受到了应有 重视。当时抗震工作基本上沿用了一般的建筑抗震规范，停留在静 力分析阶段。在60年代中期开始采用反应谱进行动力分析，但仅 限于1级部件，总的抗震费用不到总投资的1%。值得提到的是我国 在60年代初期已对反应堆的抗震开展了设计研究工作。
四、核电厂抗震鉴定的重要意义
因此在核电厂的设计和建造中必须重视抗震鉴定工作。美国规 定任何核电厂都要考虑抗地震问题，即使是地震危险性很小的 地区也至少应该按0.1g进行设计。世界上主要核国家先后建立 了一整套有关抗震鉴定的法规、导则和规范，从而为核电厂的 抗震安全性提供了保证。如核电厂采用的是HAF0102和IAEA安 全导则NO.NS-G-1.6“核动力厂抗震设计与鉴定”，对核动力厂 以外的核设施，如研究堆，前处理厂，后处理厂则采用 TECDOC1347“除核动力厂之外的其它核设施设计中对外部事 件（以地震为主）的考虑”。
2 m
可见振子自由振动的固有频率仅决定于系统的本身的物理性质：质量m 和刚度k。而与由初始条件决定的振幅无关，只要系统的m和刚度k一
旦 确定，固有频率就是一定值。
九、楼层反应谱（续）
再介绍楼层反应谱的概念： 当一结构受到地震作用时，结构上各点的位移、速度和加速度（统称为反应）随时 间变化，但从设计观点来说，重要的是反应的最大值。该反应是阻尼和固有频率的函 数，这就是反应谱。图3形象地说明了反应谱的概念。由图3可见，在一个振动台上， 并排放置一组阻尼比为常数ξ，而固有周期（频率的倒数）不同的振子（即单质点 系）。当输入一地震加速度时，各质点随振动台摇动，表现出对输入加速度的反应。 将各质点的加速度反应测出来，并取其最大值，绘出各振子反应的最大值与固有频率 之间的函数关系，就得出了反应谱图。反应谱就是一组不同自振频率（周期）的单自 由度振子对地面（楼面）运动的最大反应的反应曲线。响应谱表示了加速度与频率 （周期的倒数）之间的关系。对于不同阻尼比ξ，可得到不同的反应谱图，见图4。由 图4可见，阻尼比ξ越小，加速度反应越大；固有频率f越小（周期T越大），加速度反 应越大。
核电工程结构抗震设计研究综述Ⅰ
能对各种贯穿安全壳的管线提供隔离能力。③安全
壳内可燃气体控制系统能控制释放到安全壳内的氢、 氧和其他可燃气体的浓度，以确保安全壳的完好性。 ④应急堆芯冷却系统在假想事故后能向堆芯输送加 硼水。⑤控制室可居住系统为控制室提供合适的屏 蔽、空气净化和气候调节。⑥辅助给水系统可通过蒸 汽发生器的热交换，提供排热能力。⑦ＩＥ级电力系统
第４２卷第１９期 ２ Ｏ ｌ １年ｌ ０月
人
民
长
Ｙａｎｇｔｚｅ
江 Ｒｉｖｅｒ
Ｖ０１．４２，Ｎｏ．１９
Ｏｃｔ．， ２０ｌｌ
文章编号：１００ｌ一４１７９（２０１１）１９—０００ｌ—０６
核电工程结构抗震设计研究综述（Ｉ）
林 皋
（大连理工大学工程抗震研究所，辽宁大连１１６０２４）
摘要：２０１１年３月日本大地震所造成的福岛第一核电站事故给核电工程结构的抗震设计提出了新的挑战。 阐述了核电结构抗震设计的基本原则和防护要求。并以日本、美国、中国等国家核电工程为例。介绍了各国的
核电厂２、３号堆建设时ＳＳＥ设计值取为０．５ ｇ，但随 后在厂址以西８ ｋｍ处发现海上活断层为陆上断层的 延伸，因此认为有发生肘＝７．３级地震的可能，遂将 ｓＳＥ设计值提高为０．６７
ｇ。Ｄｉａｂｌｏ
Ｃａｎｙｏｎ核电厂情
况也类似，ｓＳＥ的原设计值为Ｏ．４ ｇ，建设时发现海上
６
ｋｍ处存在活断层，故将ＳＳＥ的设计值提高至 日本的基准地震动定义为自由地面，美国等国则
Ｏｎｆｏ陀
两级地震进行设防，即在低水平地震时维持正常运行， 在高水平地震时保障核电厂安全，防止放射性外泄。 加拿大将反应堆有关设施划分为Ａ、Ｂ类，Ａ类维持压 力限界和结构健全，Ｂ类还要求保持功能。除部分设 施外，要求同时按ＤＢＥ和ｓＤＥ地震进行检验。
核电厂电气设备抗震能力鉴定方法探讨
核电厂电气设备抗震能力鉴定方法探讨摘要：核电厂电气设备的抗震能力对于核电站的安全运行至关重要。
本文从设备安装和测试、阻尼比的确定、反应谱的确定等方面详细探讨了核电厂电气设备抗震能力鉴定的方法。
在实际操作中，应根据设备的具体情况进行鉴定，并进行验证，确保设备在地震发生时能够正常运行。
关键词：核电厂；电气设备；抗震能力；鉴定方法引言：随着我国核电行业的快速发展，核电厂作为重要的基础设施，必须满足在地震等极端天气条件下仍能正常运行的要求，因此对电气设备的抗震能力鉴定的主要目的是确保核电站在地震等极端情况下能够保持正常的电力供应，从而保证核电站的安全运行。
同时，该鉴定工作还能够提高核电厂工程建设的水平和管理水平，促进电气设备安装、试验和运行的标准化和规范化，为核电厂的安全稳定运行提供可靠保障。
因此，对核电站的电气设备进行抗震能力鉴定是非常必要的。
1.核电厂电气设备抗震能力鉴定概述随着核电技术的快速发展，核电厂电气设备作为电力系统的重要组成部分，其安全性和可靠性受到越来越多的关注。
核电厂电气设备抗震能力鉴定，即对核电厂电气设备在地震作用下的耐震能力进行评估和检测，从而确定其在地震发生时的安全性和可靠性[1]。
该鉴定能够帮助核电企业制定科学合理的防震措施和应急预案，从而保障核电厂的正常运行和安全稳定。
通过对核电厂电气设备进行抗震能力鉴定，可以评估电气设备在地震灾害中的稳定性，进而确定电气设备的防震等级，以保障核电站的正常运行和安全稳定。
对于新建核电站而言，抗震能力鉴定还可以为电气设备的选型和设计提供参考，确保电气设备能够满足地震工况下的要求。
另外，核电站是重要的能源设施，地震等自然灾害可能对核电站的安全性能造成威胁。
通过对核电厂电气设备的抗震能力鉴定，可以发现电气设备的抗震性能问题并采取相应的措施加以改善，以提高核电站的安全性能。
最后，通过对核电厂电气设备的抗震能力鉴定，可以保障电气设备在地震灾害等突发事件中的可靠性，从而确保电力系统的正常运行。
分区优化核电站抗震设计谱
（．哈尔滨工业大学 （ １ 威海） 土木 工程 系 ，威海 ２ ４ ０ ；２ 天津大学建筑工程学院 ，天津 ３０ ７ ６２９ ． ０ ０ ２）
摘 要 ： 以 集 集地 震 Ｂ 类 场 地 （ 当于基 岩 场地 ） 强 震 记 录 为 基 础 ，通 过 分 析 ｖ 相 的 ／ ａ ／ （ 、ｖ和 ｄ分 别 为 地 面 峰 ａ和 ｄｖ ａ
２ Ｓ ｈ ｏ ｏ Ｃｖｌ ｎ ｉｅｒ ｇ ｉ ｊ ｎｖ ｒｉ ，Ｔａｊ ０ ０ ２ ． ｃｏ ｌ ｆ ｉｉＥ ｇｎｅｉ ，Ｔａ ｉ Ｕ ｉｅｓｙ ｉ ｉ ３ ０ ７ ，Ｃ ｉａ ｎ ｎｎ ｔ ｎｎ ｈｎ）
Ａｂ ｔａ ｔ Ｂａ ｅ ｎ ｔ ｅ ｓｒ ｎ ｃ ｅｅｏ ｒ ｍｓｏ ｉ ｆｏ ｈ ｉＣｈ ￣ｈ ｕ ｋ ｓｒ ｃ ： ｓ ｄ ｏ ｈ ｔｏ ｇ ａ ｃ ｌｒ ｇ ａ ｎ ｓｔ Ｂ ｒ ｍ ｔ ｅ Ｃｈ — ｉＥａ ｑ ａ ｅ， ｔｒ ｕ ｈ ｔｅ ａ ａｙ ｉ ｏ ｅ ｅ ｈ ｏ ｇ ｈ ｎ ｌｓｓ ｆｔ ｈ
值加 速度 、速度 和位移） 的取值及其 随地面峰值加速度 的 变化规律 ，提 出考虑 变化的拐点周期值 ，以实现 不 同地震
动反应谱使 用
讨论 了伪加 速度放大 系数谱 、伪速度放 大 系数 谱和相对位移放 大 系数谱在 所
研 究了 ３类放 大 系数的概 率分布情况 ，并发现认为放大 系数谱值服从 对数 正态分布的
核电站阀门抗震分析与计算
核电站阀门抗震分析与计算核电站使用阀有抗震等级要求的一部分，将会有一個阀的过程中地震，地震荷载的阀压力边界会产生一定的影响，使用核电站阀门阀必须能够承受地震荷载应力，地震荷载分析通用阀阀固有频率分析的有限元分析软件，然后利用等效静态方法计算地震荷载引起的压力，计算等效应力和工作压力叠加后，总压强的应力值，然后根据评价原则止回阀压力边界应力强度的组件。
标签：核电站;阀门;抗震分析;计算1阀门设计参数与材料该阀门为核安全2级，抗震1A类旋塞阀，阀门的公称通径为DN80，接管尺寸为88.9×5.5mm，阀门的公称压力为Class150，阀门的设计压力为1.33MPa，水压强度试验压力为2.66MPa，设计温度为150℃。
该旋塞阀主要由阀体、阀瓣、阀盖、下阀盖、执行器支架、电动执行器、螺栓螺母组成。
阀门质量为100kg，其中电动执行器的质量为51kg。
阀体、旋塞、阀盖、下阀盖材料均为Z2CND17-12，阀盖螺栓及下阀盖螺栓材料为X6CrNiCu17-04，螺母材料为X12Cr13。
计算所取材料参数如表1所示。
2阀门固有频率当使用有限元分析软件计算固有频率的阀门，应该首先简化三维模型和一些复杂的倒角或沟地区应该取消，因为过度复杂的模型会影响模型的网格划分，最终导致计算结果不准确。
完成三维模型的简化后，划分网格，选择合适的固有频率分析求解器完成阀固有频率的计算。
只有当阀的固有频率大于33Hz时，才能采用等效静力法对阀进行地震分析。
3载荷阀门的载荷包括自重、内压、管道载荷、地震载荷等。
3.1管道载荷管道传递给阀体的载荷被称为管道载荷。
如果阀门的管道载荷大小在设计规格书中并没有提供，我们可以依据RCC-MC3552确定阀门的管道载荷，即：式中：Cb为弯曲载荷的应力指数;ri为阀门支管内径，mm;Tr为阀门支管壁厚，mm;Gb为阀体支管处惯性模量;Fb为连接管道的惯性模量;De为管道外径，mm;Di为管道内径，mm。
核电站设计标准
核电站设计标准一、引言核能作为一种清洁、高效的能源，在全球范围内得到广泛应用。
为了保证核电站的运行安全和稳定，各国纷纷制定了相关的核电站设计标准。
本文将从核电站设计标准的方方面面展开论述，包括核反应堆的安全性能、辐射防护、环境保护、建筑结构、应急预案等方面。
二、核反应堆的安全性能核反应堆是核电站的核心部分，其设计与安全密切相关。
核反应堆安全性能主要包括以下几方面要求：1. 控制系统的可靠性：核反应堆的控制系统必须具备高可靠性和快速响应能力，能够及时检测反应堆的状态变化，并采取相应的措施进行调节和控制。
2. 燃料元件的设计：核反应堆的燃料元件必须具备高温稳定性和化学稳定性，能够在高温和辐射环境下长时间运行，并保持燃料的完整性和稳定性。
3. 自动安全系统：核反应堆必须配备自动安全系统，能够在发生事故或异常情况时，自动采取相应的措施，防止事故扩大和蔓延，保证核电站的安全运行。
三、辐射防护核电站的辐射防护是核能安全的重要组成部分。
核电站设计标准对辐射防护给出了明确的要求：1. 辐射剂量限值：核电站工作人员和周边居民的辐射剂量必须控制在安全范围内，国际标准规定了辐射剂量的上限值，核电站必须按照这些标准进行设计和运行。
2. 防护结构设计：核电站的建筑结构必须具备防护辐射的能力，包括墙壁、屋顶、地板等结构的材料选择和厚度设计，以及相应的辐射防护屏蔽设施的布置和设计。
3. 安全操作规程：核电站必须制定和实施科学合理的操作规程和安全措施，保证工作人员在进行工作时能够最大限度地减少辐射暴露。
四、环境保护核电站设计标准要求核电站在运行过程中对环境保护进行充分考虑，主要包括：1. 废水处理：核电站产生的废水必须经过严格的处理和净化，保证排放水质符合环保标准，不对周边水域和生态环境造成污染。
2. 废气处理：核电站产生的废气中可能包含有害物质和放射性物质，必须经过高效的过滤和净化，确保废气排放达到环保要求。
3. 废物处置：核电站产生的固体废物和放射性废物必须被分类、包装和储存，并按照国家和国际标准进行处置，防止对环境和人体健康造成危害。
对核电站工程抗震设防的十二条建议
对核电站工程抗震设防的十二条建议在东日本大地震后，造成福岛第一核电厂的事故以来，人们普遍对核电站的抗震安全性产生了怀疑。
我认为人类认识自然的历史过程总是曲折的，和平利用核能的方向不能动摇，人类的任何工业发展活动对环境都会有影响。
核电站相对火电站来说还是一种更清洁的能源，只要保证了它的安全性、可靠性，那么它不但比火电站运行成本低得多（其燃料运输量只有火电站的数千分子一），而且泄露的放射性物质也不会高于火电站（因为在不少燃煤中也存在放射性物质），更不要说其他污染方面吧，当然设计都应保证在容许范围之内。
因此关键是如何保证它的安全性与可靠性。
现在第四代高温气冷石墨球床反应堆，可以说在工艺本身的安全方面已经到了比较完满的地步，不过它在工艺和设备方面有没有考虑地震作用尚不知道。
总之，技术进步与完善是没有止境的，很多方面常常来源于事故的教训。
人类建造核电站的历史还仅仅只有50多年，其中发生过三次大事故，即1) 1979年3月28日凌晨发生在美国宾夕法尼亚州萨斯奎哈纳河三里岛核电站的一次部分堆芯融毁事故； 2)1986年4月25日凌晨发生在原苏联的切尔诺贝利核电站的反应堆爆炸事故；3）今年3月11日的东日本大地震和海啸造成福岛第一核电厂的应急供电系统遭到海啸袭击损毁，而造成冷却系统失效，进而导致大面积的核泄漏的事故。
从有关资料中可以知道，这些事故其主观原因可归纳为设计不周（包括对自然灾害的考虑不足、方案较陈旧等）、管理不善、操作失误、对紧急事件的处理能力不足等等几方面。
如切尔诺贝利核电站事故导火线是操作失误，但是其设计方案的落后，没有安全壳，其中压力管式石墨慢化沸水反应堆的设计缺陷，尤其是控制棒的设计问题才是导致事故的根本原因；再如美国三里岛核电站事故的直接原因也是设备机械故障和运行人员的操作错误，当然深层次的原因，也是上述的几方面。
但是，此事故没有对公共安全和经济方面造成严重损害，主要是安全壳发挥了重要作用，这说明了安全壳作为核电站最后一道安全防线的重要作用；还有今年3月11日福岛第一核电厂的事故，当然导火线是地震与海啸，但是如果设计上再考虑周到一些，也许会大大减少其后患，如它的热能利用是采用一回路的老式沸水堆方案，这样在供汽轮机发电的高压蒸汽中就带有放射性；它的备用电源单一；土建设施考虑预防自然灾害能力偏低（如地震与海啸）；可能对工艺与设备设计中没有考虑地震作用产生的动力效应，如此等等。
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核电站抗震设计分析
目录
• 1.概述
• 2.法规标准的采用
• 3.设计基准输入的确定
• 4.抗震分析方法
• 5.抗震I类构筑物的设计
• 6.结论
1.概述
为了保证核电厂的安全性，在我国的核安全导则中，要求核电厂的设计具有纵深防御的功能，设计中包括了多重的防御屏障。
在核电厂的设计中，地震作为不可忽视的外在因素，得到了充分的考虑。
在设计中，从采用的法规标准，地震输入水平的确定，计算分析的理论方法以及设计极限的采用方面，都有一套完整的、经过验证的程序。
设计具有成熟的理论基础和经验积累。
在核电厂的设计当中，与核安全相关的重要物项，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，均属于设计中的抗震I类物项。
我公司承担设计的核电站，核岛厂房的构筑物（包括反应堆厂房、燃料厂房、电气厂房、核辅助厂房、柴油机厂房），均属于抗震I类构筑物，按照核电厂最高的抗震设计要求来进行设计。
2．法规标准的采用
我们在抗震I类构筑物的抗震设计中，要遵循以下一系列的法规、导则和标准：HAF102 《核动力厂设计安全规定》
HAD101/01 《核电厂厂址选择中的地震问题》
HAD102/02 《核电厂的抗震设计与鉴定》
GB50267-97 《核电厂抗震设计规范》
此外，在上述规范的基础上，还要参考美国相关规范的要求，如：美国的标准审查大纲US NRC SRP；美国核安全相关构筑物的抗震设计规范ASCE 4-98等
3．设计基准输入的确定
在抗震I类构筑物的设计中，考虑两个水平的地震作用:
•运行安全地震作用（SL-1）
•极限安全地震作用（SL-2）
在运行安全地震作用下，抗震I类构筑物应能保证核电厂能够正常运行；
在极限安全地震作用下，抗震I类构筑物应能保证核电厂能够安全停堆，因此，此地震水平也被称作安全停堆地震(SSE)。
●运行安全地震的年超越概率为2‰，也即五百年一遇的地震；
●安全停堆地震的年超越概率为0.1‰，即万年一遇的地震。
地震输入是根据地震部门在各个厂址地震安全性评价报告中给出的厂址地面运动最大加速度值（SL-2），以及场地相关谱或适用的标准谱（如RG1.60谱）。
目前在核电厂址SL-2地震动参数的确定中，均采用确定性方法和概率论方法进行评价，并取两种方法计算的较大值，而且按照法规标准的要求此值不能小于0.15g。
如：秦山地区厂址计算值为0.11g，实际设计取0.15g或更大（方家山由于翻版M310，核岛设计取0.2g）；福清厂址计算值为0.19g，核岛实际设计取0.2g。
4．抗震分析方法
核岛厂房的抗震分析，采用的是国际上具有成熟的理论基础的时程分析方法和反应谱法。
这些方法，在我国的核安全导则、抗震规范、以及美国的核安全相关构筑物的抗震设计规范中均有规定。
抗震分析采用的是国际通用的考虑结构物与土壤的相互作用的反应谱计算软件SASSI以及国际通用的有限元分析软件ANSYS、ABAQUS。
通常情况下，核岛构筑物的抗震分析采用时程分析法和反应谱法。
当有充分论据能保证安全时也可采用等效静力计算法。
目前已建和在建的电采用时程分析方法，并考虑结构物与土壤的相互作用。
设计时程采用人工拟合地震加速度时程。
人工时程至少包括相互统计独立的三条时程，分别代表X，Y，Z三个方向。
根据SRP的要求，拟合时程的总持时应足够长，最少持时为20s，此外还要求强震平稳段持时不低于6s和对功率谱密度的要求等，以保证所输入的地
震具有足够的能量。
在构筑物的抗震分析中，对地基的参数考虑了其参数的不确定性影响，对地基的弹性模量考虑乘以1.5、除以1.5进行拓宽，计算出来的反应谱值考虑对上述地基参数的计算结果的包络。
构筑物的抗震分析，也考虑地震方向的不确定性的影响，考虑从构筑物的三个相互垂直的方向输入地震激励，采用纽马克的组合方式叠加三个方向单独输入后的计算反应谱结果。
5．抗震I 类构筑物的设计
核岛厂房均为钢筋混凝土结构，反应堆厂房的安全壳采用预应力钢筋混凝土结构。
设计考虑的作用和作用效应组合主要有正常作用、施工期间的作用、严重环境条件下的作用、极端环境条件下的作用、事故工况下的作用、内部飞射物和外部事件的作用等，其中外部事件主要考虑了龙卷风、飞机撞击、外部爆炸冲击波、极限安全地震等等。
地震作用效应与核电厂中各种工况下的使用荷载效应进行最不利的组合，SL-2地震要与设计基准事故（LOCA ）组合。
抗震I 类构筑物的结构设计，采用目前较为成熟的极限承载力设计方法。
在计算分析中，也保证了在极限安全地震作用下结构仍然处于弹性阶段的水准，并通过构造措施使构筑物即使进入塑性变形，仍具有一定的承载能力，也即有一定的设计余量。
6．结论
综上所述，核电厂的设计是以安全作为第一要素的。
核电厂的抗震设计采用了很高的设计标准，从输入的确定，到设计方法、设计过程，都是严谨的。
可以说，我们设计的核岛厂房在设计基准地震SL-2作用下是安全的，而且有一定的裕量。
参考文献：
[1] 《核电厂抗震设计规范》 GB50267-97
[2] 须原淳二 《核电站抗震系统的研究开发现状》
[3] 田千里 《隔震器在核电站抗震设计中的应用》
[4] 红雷,刘文进 《管道布置对核电站主系统抗震性能的影响》
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