核安全级设备的抗震鉴定

六、 核电厂抗震设计的法规和导则
我国正在逐步建立一套完整的核安全法规。HAF0100《核电 厂厂址选择安全规定》对核电厂抗震设计作了原则规定； HAF0101《核电厂厂址选择的地震及其有关问题》以及HAF0102 《核电厂的地震分析及试验》两个安全导则对HAF0100规定进行 了说明和补充。HAF0102导则叙述了对核电厂结构、系统和部件 进行抗震分析及抗震鉴定试验的程序，以及对核电厂各物项的抗震 分类、荷载组合、地震分析的方法及许用限值等。这些导则基本上 是IAEA的导则，比较原则，因此在使用时有必要参照美国核管会 的管理导则和《标准审查大纲》（SRP）3.7节的规定。我国现在 已制定了抗震鉴定的法规，抗震分析可采用“核电厂抗震设计规范” （GB50267-97），抗震试验可采用“核设备抗震鉴定试验指南” （HAF-J0053）。
四、核电厂抗震鉴定的重要意义
核电厂的抗震具有特殊的重要性。由于核电厂中许多设备和部 件中聚集着大量的放射性物质，一旦遭到地震破坏可能使放射 性物质外逸，从而对公众的生命和健康造成危害，这是核设施 与常规工业设施的重要区别之一。如果反应堆系统遭受破坏， 可能造成核事故，影响的范围更大。值得指出的是，地震扰动 具有同时破坏核电厂的冗余部件的潜力。地震破坏的这一特 点，使核电厂设计中的多重性防护准则受到破坏，这就是说地 震可能引起核电厂的共模失效（common mode failure）。
规定限值。
对于抗震1类机械设备又可细分为三级：
（1）1I级，在安全停堆地震下仅要求保证其完整性的设 备，计算中对4类工况下可采用D级准则校核；
（2）1F级，在安全停堆地震下不但保持其完整性还应保 持功能性要求的设备。如工程安全设施的非能动部件 及其支承系统，包括管道，对4类工况采用C级准则校 核，以限制其变形；
实际上烈度不仅与震级有关，还与震源深度，距离震中的远近 以及地震波通过的介质条件（如岩石性质，岩层构造等）等多种 因素有关，震中烈度与震级、震源深度关系如下：
八、设计地震动分类
设计地震动分为两类： （1）运行安全地震动 ，代号SL1，也称OBE（Operating Basis
Earthquake）。为核电厂运行期间可能遭受的最大地震动。发生 的概率为500年一遇的地震动，即10-2概率的地震动。 （ 2 ） 极 限 安 全 地 震 动 ， 代 号 SL2 ， 也 称 SSE （ Safe Shutdown Earthquake）。为核电厂厂区可能遭受的不低于年超越概率（一 年内地震动超过给定值的概率）为10-4的最大地震动，一般按当地 历史发生过的最大地震再加上适当安全裕度而定出的假想地震。 即最大潜在地震动。 一般取OBE≥1/2SSE。
造、试验、检查和验收规则。
2.2电气设备
如果电气部件和设备在事故后用来向保护公众安全的 系统供电或构成该系统的一部分，则这些设备和部件 应属于1E级。
2.3构建物和建筑物
凡支承或包容安全级设备并提供一个放射性生物屏 蔽或可把放射性产物封存的建筑物或构筑物称为LS 级土建结构。
三、抗震分类
凡要求保证上述三项安全功能的设备属于抗震1类设 备，抗震1类设备能承受安全停堆地震SSE（即极限 安全地震SL2）载荷。安全1、2、3级和LS级机械 设备以及1E级电气设备均属于抗震1类。其它设备如 某些废物处理系统和消防系统设备属于非安全级系统， 但要求在地震下履行其功能为抗震1类，近来 对消防系统的要求提高了。其余设备为非抗震1类。
2.1 机械设备安全分级
承压设备: 构成压力边界和执行安全功能的流体系统的机械设备（包括管 道）分为三个安全等级，其余为非安全级（NC）。 • 安全1级适用于构成反应堆冷却剂压力边界的设备，其在正
常运行期间失效引起的反应堆冷却剂流失超过了正常补水能 力的补水量。 • 安全2级适用于非安全1级的反应堆冷却剂压力边界的承压 设备和部件，或者用于在发生失水事故时为封闭放射性物质 所需的系统设备和部件。 • 安全3级适用于对安全有重要作用的设备和部件，这些部件 损坏后不会直接引起放射性后果；或者对于其故障后会导致 正常存放衰变的放射性气体释放的那些设备和部件。 • 非安全级适用于安全1、2、3级设备以外的设备。
抗震1类设备，应能承受SL1和SL2载荷，并保证在地震 发生时或（和）地震后均能履行其安全功能。这些安全 功能是： ① 维持和保证反应堆冷却剂系统承压边界的完整性； ② 使反应堆安全停堆并保持在安全停堆状态； ③ 停堆后（包括事故停堆后）堆芯余热排出； ④ 能减少和防止放射性物质向环境释放，并保证不超过
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。
首先介绍“振子”的概念： 对于单质点的振动模型可用“振子”模型表示，见图2，即由质量 M，刚度K和阻尼ξ关系表示：
M1
KK1 1
ξ1
九、楼层反应谱（续）
在外力F作用下的振子的运动微分方程为： mu u ku F
当外力F=0，振子作自由振动，如果阻尼ξ=0，振子的自由振动周期 可以求得 f 1 k Hz
仿真分析在核电工程中的高级应用 核安全级设备的抗震鉴定
安世亚太
一、前言
核安全级设备的设备鉴定的目的是证明该设备在其 寿期内（如40年），在各种预期的运行和事故工况下， 都能可靠的动作和运行，履行其规定的安全功能。设备 鉴定包括设备的抗震鉴定和设备的环境鉴定，只有经过 设备鉴定合格的设备，才能用于核设施。反之，没有通 过设备鉴定并证明合格的设备不能出厂，也不能进行现 场安装。因此设备鉴定是常规设备过渡到核安全级设备 （简称核级设备）的重要一环。
七、 地震动基本描述
发生地震的地方叫震源。震源在地表的投影叫震中。如图1所示。
七、 地震动基本描述（续）
表示一次地震大小的指标是震级M。震级与地震波能量存在如下关 系：
logE=11.8+1.5M E为地震波能量，单位为尔格； M为震级。 所以震级（Magnitude）的大小反映的是一次地震释放的能量的 大小。 地震烈度（Earthquake intensity）则是表示某一地区地面和各 种建筑物受到一次地震影响强弱的指标。一般分为12度，烈度越高， 破坏越严重。某地的地震烈度与震源的深度和该地与震中的距离均有 关。
七、 地震动基本描述（续）
震中烈度与地震震级大致存在如下表的对应关系
地震
震级
2
3
4
5
7
8
8 8以上
（M）
震中
烈度 1~2
3wk.baidu.com
4~5 6~7 7~8 9~10 11
12
（I）
一次地震可以持续15－30秒，地面加速度为0.1－0.6g范 围，强震时间为10秒左右，频带范围在0.01－33Hz。
七、 地震动基本描述（续）
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”。
非承压机械设备：
具有符合RCC-P 4.1.2节所规定的安全功能的非承压机械设备 被确定为与安全有关级（用LS表示）。其它与安全
无关的机械设备，用NC表示。与安全有关的设备主要包括： ——乏燃料装卸和贮存系统中的起重运输设备； ——与安全有关的承压设备的支撑装置以及反应堆堆内构件； ——一些通风系统，这些系统的设备使用专用的设计、制
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。
二、安全分级
核电站的安全是通过其组成系统、设备和部件的安全性来实现 的。所谓核电站的安全功能主要包括： ● 反应堆停堆并维持反应堆在安全停堆状态； ● 余热导出； ● 放射性物质的封存和限制向环境排放，并控制在规定限值内。 核电站的各个系统、设备和部件根据它们所执行的安全功能进 行安全分级，并对不同等级设备和部件确定抗震分类和规范级 别，并规定出在设计、制造和检验等方面的不同要求。
80年代初期我国秦山一期30万千瓦核电厂开始建设，根据国 家核安全局的要求，核安全级设备的抗震鉴定工作也随着开展，至 今全国已建立和改造5个抗震试验台架，投资上千万元，对300余 台核安全级典型设备进行了抗震试验。另外对所有抗震I类设备进 行了抗震分析，特别是控制驱动线的抗震鉴定试验已达到世界领先 水平。
八、 设计地震动分类
应包括：两个水平、一个竖向的加速度峰值、设计反应谱和一组加速 度时程。竖向加速度峰值取为水平值的2/3。 根据对地震资料的收集，调查和分析，分别用地震构造法、最大历史 地震法和综合概率法估算，取三者中的最大值为SSE值。而且，地面 水平加速度峰值不得低于0.15g。
九、楼层反应谱
（3）1A级，它是对能动部件而言，所谓能动设备是一 种包含有执行其安全功能所必需的运动部件或机构的 设备，如泵、阀门等。在安全停堆地震下不仅要保证 其结构完整性，而且要保持其可运行性，即保证其运 动部件或机构有良好的运行性能。计算时对4类工况采 用B级准则校核。需要指出，这是一种设计措施，美 国和加拿大采用C级应力限制进行校核。
70年代核电厂的抗震工作逐渐走上正轨。美国核管会提出了一 系列的导则，如RG1.60反应谱的采用，在设备设计中楼层反应谱 的应用，引进有限元方法使动力分析得到广泛的应用。这一阶段抗 震工作已形成了一整套的规范导则，许多方法和规范导则一值沿用 至今。
五、 核电厂抗震鉴定的发展和现状（续）
80年代以来提高了对管道的抗震要求，并对分析程序和支承 设计要求更加严格，设备的抗震鉴定费用有的已经超过总投资的 10%。由于地震运动的复杂性，有许多方面还未被人们认识，因此 许多方面存在着不确定性，从而在核电厂抗震设计中显得过于保守。 在管道分析中，大量实践证明美国RG1.61阻尼比过于保守，采用 N411的阻尼比代替RG1.61阻尼比可大大降低管道的地震响应，减 少大量管支承与阻尼器，具有重大经济意义。
七、 地震动基本描述
在进行抗震设计时，有必要先介绍一下有关地震的基本概念。 地震是一种自然现象。每年全世界约发生地震五百万次，有感地震 约占1%左右，造成灾害的平均每年十几次。 地震的成因可分为构造地震、火山地震、塌陷地震等。另外，水库也 能诱发地震，核爆炸可能在场地激发地震，而造成震害的都是构造地 震。对地震的机理，有“断层说”、“板块构造学说”、“断块学 说”、“岩浆说”、“相变说”等。
五、 核电厂抗震鉴定的发展和现状（续）
在试验研究方面，目前世界上最大的试验台是日本的多度津 地震试验台，台面尺寸15mⅹ15m，载重1000t。我国目前已有五 座可用人工时程曲线输入的地震试验台，分别是北京水科院（台面 尺寸5mⅹ5m载重20t），上海同济大学（台面尺寸4mⅹ4m，载 重15t），南京河海大学（台面尺寸2.8mⅹ2m,载重6t），成都中 国核动力院（台面尺寸6mⅹ6m，载重20t），哈尔滨工程力学所 （台面尺寸5m×5m，载重30T）和一座成都核动力院的单频振动 输入地震试验台（1mⅹ1.5m，最大加速度75g，载重2t，专门用 于阀门抗震试验）。