核电厂抗震设计谱的发展与问题综述
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
最新核电站抗震分析
核电站抗震分析------------------------------------------作者xxxx------------------------------------------日期xxxx核电站抗震分析摘要核电站抗震性一直是核电站设计的主要问题之一随着此间题各方面研究的深人和研究手段的进步,核电站的抗展计算理论也在不断发展本文试图根据已有的资料，在核电站抗展问题的一些主要方面地展输人参数的确定,抗展计su算理论,结构与地基的相互作用 ,逐层加速度谱及反应谱的确定,建筑物及设备的抗展计算，地基、基础及地下建筑的抗震计算等研究状况作一些综述，并在此基础上展望一下需要解决的问题关键词：核电站抗震分析结构及设备抗震性抗震安全社会背景:20１1年0３月１4日，日核电站面临再爆炸风险抗震能力设计不足惹祸;2010年的伊朗6。
5级地震;2008年的四川地震等，这些地震摆在我们人类的面前不得不说,我们研究核电站的防震能力不仅与核电站的结构和地基等宏观因素有关,而且也和微观设计因素有关，例如窗户玻璃的防护、书架和安全柜的摆设以及吊灯的设计等等，必须综合考虑各种因素才能把地震灾害减少到最低限度目录:一抗震分析的目的；二,抗震计算理论三结构与地基的相互作用四结语一抗震分析的目的;抗震分析的三个任务:1．确定地震任务2．计算核电站的抗震反应3．最基本的要求是保证设备在正常环境下和地震载荷下能够正常运行,并执行其原有的功能•抗震分析思路：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:1、对于抗震分析和地震安全评估，具有严格的法规、标准和安全导则体系选址:HAＤ1０１／01、ＲG1.165、NS-G——分析/设计:HAD102/02、GB50267、ＲCC—G、ＡSCE ４-8６(89）、ＳRP 、NＳ—Ｇ-1。
核电厂抗震分析
核电站抗震分析摘要：核电站抗震一直以来都是从设计、建设到运行时主要考虑的因素之一。
拥有足够强度的结构，是发生地震时保证核电站各个设备的完整性，防止放射性物质向厂外泄露的必要条件。
不同地区对核电站的抗震级别要求不同，需要根据当地的需求来设计、建造。
随着核电发展和研究手段的进步，人类对核电站的抗震领域具有了较为成熟的经验和知识。
本文根据日本福岛第一核电站事故，对核电站抗震问题进行简要分析，以及展望第三代反应堆AP1000、EPR在应付地震时的新措施。
关键词：核电站抗震、强度结构、完整性、第三代堆、新措施核电站正常运行时不失为我们生活中的清洁能源，但核电站又具有很高的社会危险性，与一般工业建筑及民用建筑相比，核电站需具有较高的抗震要求。
根据已经形成的国际惯例，核电站设计时要求依据两个地震危险水平进行。
即：运行基准地震和安全停车地震。
运行基准地震水平是核电站利用期间可能预计到的最大地震；安全停车地震水平是核电站场地内最大的可能性地震。
对于核电站中，不管是建筑物及系统、设备及单元，某一元素的损坏都有可能导致核电厂放射性物质向周围环境泄露，对居民的健康和环境构成威胁。
因为不同地区的核电站强度要求性能不同，所以要根据当地的实际情况来对核电站强度进行设计、建造，从而防止不必要的浪费。
2011年3月11日，日本附近海域发生了9.0级的地震，随之而来的是地震引起的10m高的海啸。
福岛第一核电站的6台机组在地震时都紧急停堆，并启用了应急设备。
但是海啸带来的海水将核电站备用的才有发电机给淹没，造成停堆后的堆芯的余热无法排除，引起堆芯的温度升高，堆芯融化，并引起堆芯燃料包壳锆和水蒸气发生反应，产生氢气，在安全壳内发生了爆炸，爆炸炸掀了安全壳的顶部，是防止放射性物质泄露的最后一层保护屏障也破坏了。
最终导致了核电厂历史上的仅次于上世纪切尔诺贝利核电站放射性物质外泄的重大事故。
对于此次人类发展核电史的灾难，我们发现面对于这样的大自然灾害，虽说地震级数和海啸浪高是导致福岛第一核电站发生事故的根本因素，但仔细想想，对于这样的核电事故，只要我们刚开始从设计、建造时考虑到以下所说列举问题，悲剧绝对不是无可避免的。
对现行核电站抗震设计规范中若干问题的讨论与建议
对现行核电站抗震设计规范中若干问题的讨论与建议钱国桢1孙宗光2倪一清3（1. 原杭州市抗震办公室，杭州310016；2. 大连海事大学，大连116026；3. 香港理工大学，香港）提要：基于公开文献，对我国现行的核电站抗震设计规范中的若干问题进行了讨论。
指出现行规范在安全标准、解耦准则、概念设计等方面的不足。
我国现行的核电站抗震设计规范落后于实际建设需要，重新修订我国核电站抗震设计规范应该是当务之急。
就多道设防、变位与位移限值、地下结构的计算模型、土体斜坡的地震抗滑移安全系数、减振隔振、健康监测、抗震性能设计等方面，对修订规范提出了若干具体建议。
特别强调了对核电站抗震概念设计的重要性，同时要加大有关核电站抗震基本理论与应用技术研究、计算软件开发的力度。
关键词：核电站，抗震设计规范，概念设计，建议Discussions and Suggestions about the Code for SeismicDesign of Nuclear Power PlantsQian Guozhen1Sun Zongguang2Ni Yiqing3(1. The Hangzhou anti-seismic office, Hangzhou 310016; 2. Dalian maritime university, Dalian 116026;3. The Hong Kong polytechnic university, Hong Kong)Abstract：Based on public literature, some problems in the current standard of aseismatic design of nuclear power plants in China are discussed. Some defects of current standard in safety standards, decoupling criteria, concept design and so on are pointed out. China's current standard of nuclear power plant aseismatic design fall behind the actual construction need. It is urgent for us to revise the standard of aseismatic design for nuclear power plant. Some specific suggestions for standard revising are put forward including multi-channel fortification, vibration reduction and isolation, health monitoring, seismic performance design and so on.The importance of concept aseismatic design for nuclear power plants is specially emphasized. Also, it should be given more attention and effort on the basic theory, applying technology and computer software about earthquake resistant of nuclear power plant.Keywords：Nuclear Power Plant, Code for seismic design, Concept design, Suggestions.1. 引言自日本福岛第一核电厂由于地震而造成核泄漏事故以来，人们普遍对核电站的抗震安全产生了怀疑。
核电站抗震研究综述
核电站抗震研究综述
戚承志;钱七虎
【期刊名称】《地震工程与工程振动》
【年(卷),期】2000(20)3
【摘要】核电站抗震性一直是核电站设计的主要问题之一．随着此问题各方面研究的深人和研究手段的进步，核电站的抗震计算理论也在不断发展．本文试图根据已有的资料，在核电站抗震问题的一些主要方面（地震输入参数的确定，抗震计算理论，结构与地基的相互作用，逐层加速度谱及反应谱的确定，建筑物及设备的抗震计算，地基、基础及地下建筑的抗震计算等）研究状况作一些综述，并在此基础上展望一下需要解决的问题．
【总页数】11页(P76-86)
【关键词】地震动输入参数;土-结构相互作用;抗震;核电站
【作者】戚承志;钱七虎
【作者单位】北京建筑工程学院土木系;中国工程院土木水利与建筑学部
【正文语种】中文
【中图分类】TM623.1
【相关文献】
1.核电站用抗震型风冷冷水机组的抗震鉴定试验研究 [J], 张景卫;李逸进;黎健伯;叶松梅
2.核电站工程抗震研究进展综述 [J], 沈力生
3.关于核电站中带钢丝绳减震器的风机的抗震性能研究 [J], 王平
4.核电站安全级DCS机柜结构抗震分析及试验研究 [J], 刘明星;杨静远;王东伟;马权;吴志强
5.核电站安全级DCS机柜结构抗震分析及试验研究 [J], 刘明星;杨静远;王东伟;马权;吴志强
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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个复杂的建筑系统，其结构设计必须经过严格的抗震分析和设计。
在地震频繁的地区，核电站的抗震性能显得尤为重要。
本文将对进行深入探讨，旨在提高核电站的安全性和可靠性。
首先，核电站作为国家重要的能源设施，在设计和建设之初就应当考虑地震对其可能造成的影响。
地震是一种自然灾害，其破坏力巨大，如果核电站在地震发生时无法承受地震力的作用，后果将不堪设想。
因此，核电站的抗震设计至关重要。
抗震设计的首要任务是确定设计地震动参数，即确定地震烈度、加速度谱、持续时间等参数，这些参数将直接影响到核电站结构的设计。
其次，核电站建筑结构的抗震设计需要满足一系列的技术要求和规范标准。
《核电站抗震设计准则》对核电站的抗震设计提出了具体要求，包括确定设计基准地震动、进行结构分析和验算、设定设计地震作用效应等。
此外，核电站建筑结构的抗震设计还需满足国家相关的建筑抗震规范，确保其在地震作用下不发生倒塌、垮塌等破坏。
在进行核电站建筑结构的抗震分析时，需要考虑多种影响因素，如土壤条件、建筑结构形式、材料性能等。
土壤条件是影响核电站抗震性能的重要因素之一，地基土的承载能力、地震波传播速度等都将直接影响到核电站结构在地震作用下的响应。
建筑结构形式也是影响核电站抗震性能的关键因素，结构的抗震性能与结构形式的选择密切相关，如钢结构、混凝土结构、钢混结构等，不同结构形式在地震作用下的受力性能各有差异。
材料性能是决定核电站结构承载能力的重要因素，建筑结构所使用的材料必须符合相应的技术标准，具有足够的强度和韧性，才能确保核电站在地震作用下的安全性。
除了考虑单个因素的影响外，还需要通过综合分析来评估核电站结构在地震作用下的整体响应。
抗震分析通常采用静力分析和动力分析相结合的方法，通过建立数学模型和进行计算仿真，确定核电站在地震作用下的变形、应力、位移等参数，以评估结构的安全性和稳定性。
动力分析是核电站抗震设计中的重要环节，通过动态求解核电站结构在地震作用下的响应，可以更加真实地反映核电站结构的动态性能，为结构的合理设计提供参考依据。
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。
核电工程结构抗震设计研究综述(Ⅱ)
。
＝±［
（） １
基 的动力 相互 作 用 问题 。但 是 ， 目前 比较 广泛 采 用 的
结构 一地 基 动力 相互作 用 模型 主要 都建立 在 均质无 限 地 基 假定 的基 础 上 。例 如 ， 界 元 或无 穷 边 界 元 模 型 边 都主 要按 均质 地基 进 行 推 导 ； 射 边 界模 型 主要 建 立 透
３
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地基 中出现不 连 续分 布 的特 殊 地 质体 ， 风化 破 碎 程 其
度显 著 高于 两侧 围岩 ； 国 另一 核 电厂 核 岛 地基 开 挖 我 中发 现 强风化 与 中风 化 片 麻 岩 捕虏 体 ， 分 布 随深 度 其 发 生不 规则 变化 。核 岛地 基 的抗震 适应 性成 为需 要解 决 的关键 技术 问题 。求 解 复杂 不均 质地基 对 核 电结 构 及 设 备 地 震 响 应 的影 响 ， 及 到 求 解 结 构 与 无 限 地 涉
核 电工 程结 构 是一 个 复 杂 的力 学体 系 ， 抗震 设 其
计 涉及 的内容 很 多 ， 文 献 ［ ］ 在 １ 中介 绍 各 国 核 电 工 程
抗 震设 防标 准 、 比较 各 国核 电 工程 抗 震 设 计 规 范 的基
在平 面波传播 的基 础 上 ， 只 能适 用 于均 质 地基 的条 也
适 于非 均质非 等 向地 基 的 动力 相 互 作 用分 析 ； 阻尼 影
响抽 取 法 （ ａ ｉｇ—Ｓ ｌｅｔ ｘｒｃ ｏ Ｄ ｍｐｎ ｏ ｎ —Ｅ ｔ ｔ ｎ—Ｍｅ ｏ ） ｖ ａｉ ｔ ｄ 则 ｈ
可 以较好 地反 映 近场非 均匀 地基 的影 响 。大连理 工大
学工 程抗 震研 究所 研究 开发 了这 方面 的相关 程序 。
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。
中国核电厂抗震裕度地震谱形问题探讨
中国核电厂抗Biblioteka 裕度地震谱形问题探讨， ２ ） ） ） 荆㊀旭１ ㊀ 常向东 ２ ㊀肖㊀军２
１ ） 中国地震局地球物理研究所 ㊀ 北京 ㊀１ ０ ０ ０ ８ １ ） 环境保护部核与辐射安全中心 ㊀ 北京 ㊀１ ０ ０ ０ ８ ２ ２
摘 ㊀ 要 ㊀㊀ 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 Ｒ Ｇ １ ６ ０谱与归一化厂址特定 Ｓ Ｌ ２级加速度反应谱进行对比分析，发现部分核电 Ｇ １ ６ ０谱，对 于 这 类 厂 址，直 接 放 大 标 准 反 应 谱 作 为 抗 震 裕 度 厂址反应谱谱形在高频部分超过了 Ｒ － 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 Ｓ Ｌ 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 ３ ｇ标 定 的 Ｎ Ｕ Ｒ Ｅ Ｇ ０ ０ ９ ８中值谱在平台段和长周期部分明显低于 相 同 Ｐ Ｇ Ａ水 平 的 一 致 概 率 谱 和 设 定 地 震 谱，三 ３ ｇ 标定的 Ｒ Ｇ １ ６ ０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 者都能被 ０ 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 Ｐ Ｇ Ａ标定的 Ｒ Ｇ １ ６ ０谱。 关键词 ㊀㊀ 抗震裕度评价 ㊀ 抗震裕度地震 ㊀ 反应谱谱形 ㊀ 设定地震 ㊀ 一致概率谱 中图分类号：Ｐ ３ １ ５ ９ 文献标识码： Ａ － － － 文章编号： ０ ２ ５ ３ ４ ９ ６ ７ （ ２ ０ １ ７ ） ０ ５ １ ０ ０ ７ １ ０
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建筑结构的抗震分析与设计摘要：核电站是重要的能源产业，其建筑结构的抗震性能至关重要。
本文以核电站建筑结构的抗震分析与设计为研究对象，通过综合资料收集和分析比较，探讨了核电站建筑结构设计中的抗震理论基础、抗震设计标准和抗震分析方法，并结合实际工程案例，分析了抗震设计方案的可行性和效果。
关键词：核电站；建筑结构；抗震分析；设计第一章引言核电站作为重要的能源产业，具有稳定可靠、零排放等优势，是实现可持续发展的重要组成部分。
然而，核电站的建筑结构在抗震性能方面具有特殊的要求，应经受住强震的考验，以保证核电站的安全运行。
因此，对核电站建筑结构的抗震分析与设计研究具有重要意义。
第二章抗震设计基础2.1 抗震理论基础地震是地球内部能量释放的一种自然现象，其震级和震源的距离等参数会直接影响到地震对建筑结构的破坏程度。
因此，了解地震的原理和地震波传播的特点是进行抗震设计的基础。
在核电站设计中，应根据核电站所处区域的地震条件，确定地震设计参数，为建筑结构提供适当的抗震设计依据。
2.2 抗震设计标准核电站建筑结构的抗震设计需要遵循国家和行业的相关标准，如GB50011-2010《建筑抗震设计规范》和GB50001-2011《建筑结构设计规范》等。
在设计中，应根据核电站的特殊性，结合核电站设备和工艺特点，制定适当的抗震设计标准，并确保核电站结构能够在预定的地震作用下，正常运行并保持完整性。
第三章抗震分析方法3.1 静力分析法静力分析法是抗震设计的基本方法之一，通过建筑结构对地震作用产生的静力反应进行计算，以评估建筑结构的抗震性能。
静力分析法主要适用于小型和中型建筑结构，如核电站厂房。
在静力分析中，应掌握众多的结构设计公式和计算方法，如结构刚度的计算、质量分布的估算等。
3.2 动力分析法动力分析法是核电站建筑结构抗震分析中的常用方法之一，通过计算结构在地震作用下的动力响应，评估结构的稳定性和破坏程度。
核电厂抗震分析
摘要：核电站抗震性一直是核电站设计的主要问题之一随着此间题各方面研究的深人和研究手段的进步,核电站的抗展计算理论也在不断发展本文试图根据已有的资料,在核电站抗展问题的一些主要方面地展输人参数的确定,抗展计算理论,结构与地基的相互作用,逐层加速度谱及反应谱的确定,建筑物及设备的抗展计算,地基、基础及地下建筑的抗震计算等研究状况作一些综述,并在此基础上展望一下需要解决的问题关键词核电厂结构和设备相互作用反应谱结构及设备抗展性地基及地下建筑的抗展计算目录一概述二抗震措施三结构地基相互作用四反应谱五结语一、概述地震会给人类带来灾难,建筑物与构筑物的破坏，如房屋倒塌、桥梁断落、水坝开裂、铁轨变形；地面破坏，如地面裂缝、塌陷，喷水冒砂；山体等自然物的破坏，如山崩、滑坡；海啸、海底地震引起的巨大海浪冲上海岸，造成沿海地区的破坏。
而核电站在地震中如果遭到破坏那就会带来更大的灾难，因此在核电站建设中抗震设计是一个重要课题。
核电站具有很高的社会危险性,与一般的工业及民用建筑相比,具有较高的抗震要求。
二抗震的措施基础隔震器原理简单,应用后隔震效果显著可使地震时之加速度与动力响应降低倍,某些典型谱由降到在核电站建设。
在核电站加装隔震器有以下有优点：1:能限制传到建筑物上去的地震载荷,从而减少了水平地震加速度超过设计值的危险性,提高了设计的可靠性。
2:能控制响应谱,因而允许在高地震烈度区内对建筑物采用标准化设计以节省费用。
3:能够更准确的计算出建筑物的动力响应,从而使设计更为合理和可靠。
这是因为计结果表明建造在隔震器上的建筑物之动力响应主要取决于建筑物本身及隔震器二者之能,与基础土壤性能关系较小,而隔震器性能要比土壤性能更易于精确测定。
提高设备强度，为使现有建设工程达到规定的抗震设防要求所采取的增强强度、提高延性、加强整体性和改善传力途径等措施。
合理布置核电站管道核电站反应堆冷却剂系统抗震分析是核电站设计中一项非常重要的工作,同时系统中存在诸多影响因素。
核电工程结构抗震设计研究综述(Ⅰ)
岛第 一核 电站 事故 ， 起 了全世 界 的关注 。 为此 ， 国 引 德 作 出 了到 ２ ２ ０ ２年 前 分 批 关 闭 所 有 １ ７座 核 电站 的决 定； 日本表 示将 调整 能 源政 策 ， 划在 ２ 计 １世纪 ２ ０年 代 前 期将 太 阳能 、 能等 可 再 生 能 源 占总 电力 的 比例 提 风 升 至 ２ ％ 以上 ； 盟 决 定 提 高 现 役 核 ห้องสมุดไป่ตู้站 安全 标 准 。 ０ 欧 但 多数核 电生 产能 力较 强 的一些 国家 如美 国 、 国 、 法 英 国 、 罗斯 等仍 表示 将 继续 支持 核能 发展 ， 俄 只是应 吸取 此 次事 故 的经验 教 训 。 根 据对 我 国能 源 形 势 的 分 析 ， 为 了达 到节 能 减排 的要 求 ， 确保 安 全 的基 础 上 今 后 在 我 国高 效发 展核 电的方 针不会 改 变 。 目前首 要 的挑 战是 提 高核 能 的安 全 性 ， 电工 程 核 结 构 的抗 震 能力 是保 障核 电安全 的重要 内容之 一 。 日
核 电 工程 结 构抗 震设 计 研 究 综 述 （Ｉ）
林 皋
（ 连 理 工 大 学 工 程 抗 震 研 究 所 ， 宁 大 连 １６ ２ ） 大 辽 １０ ４
摘 要 ：０ １ 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 。 ２１ 年
（ １ ３ ０ １ ５ １８０ ）
作 者简介 ： 林 皋 ， 中国科学 院Ｓ－ ， 男， Ｚ 教授 ， － 主要从 事地震 工程及结构抗震方 面的研 究。Ｅ—ｍ ｉ ｇｏ ｎ ｌ ．ｄ ．ｎ ａ ：ａｌ ＠ｄｕ ｅｕ ｃ ｌ ｉ ｔ
核电厂工程结构抗震研究进展
核电厂工程结构抗震研究进展孔宪京;林皋【期刊名称】《中国工程科学》【年(卷),期】2013(000)004【摘要】当前以及今后相当长一段时期，核电都将是中国积极发展的能源形式之一，保障核电安全是确保核电工程建设顺利实施和安全运营的关键。
然而，中国幅员广阔，地质条件差异大，海域自然条件复杂；同时，中国地震活动范围广、强度大、频度高，基于标准化设计的核电工程结构在建设过程中面临着诸多问题。
尤其是2011年日本大地震导致的福岛核电事故的教训，对核电工程的抗震安全提出了新的问题。
结合大连理工大学十几年来在解决我国核电工程结构抗震安全中的关键问题，以及在“地震作用下核电厂工程结构的功能失效机理及抗震安全评价”研究中所取得若干进展进行综述性介绍，主要包括核岛地基抗震适应性研究和核岛安全相关工程结构抗震防灾研究。
【总页数】13页(P62-74)【作者】孔宪京;林皋【作者单位】大连理工大学海岸与近海工程国家重点实验室，辽宁大连 116024; 大连理工大学水利工程学院，辽宁大连 116024;大连理工大学海岸与近海工程国家重点实验室，辽宁大连 116024; 大连理工大学水利工程学院，辽宁大连116024【正文语种】中文【中图分类】TM623.8【相关文献】1.核电厂预应力混凝土安全壳结构抗震裕度评估 [J], 薛志成;彭云志;裴强;朱孔琛;张瑶2.考虑地基不均匀性核电厂房结构拟三维抗震安全分析 [J], 尹训强; 罗勇; 王桂萱3.强震作用下核电厂顺层软岩高边坡组合支挡结构抗震性能研究 [J], 张卢明;岳建国;张建经;王首智;朱丹4.强震作用下核电厂顺层软岩高边坡组合支挡结构抗震性能研究 [J], 张卢明;岳建国;张建经;王首智;朱丹5.工程结构与抗震新趋势——2019中国工程建设标准化学术年会“工程结构与抗震”分论坛召开 [J],因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。
核电厂建筑物抗震设计
核电厂建筑物抗震设计核电厂建筑物抗震设计是确保核电厂在地震发生时能够安全运行的重要环节。
地震是一种破坏性极大的自然灾害，对建筑物产生的力学反应会导致结构破坏甚至倒塌，因此核电厂作为高风险的工业设施，其抗震设计必须更加严格，并符合国家相关标准和规范。
本文将详细介绍核电厂建筑物抗震设计的原理和主要内容。
1.概述2.抗震设计原理(1)安全性原则：核电厂建筑物具有高可靠性要求，设计需要考虑基底剪切波和压缩波的影响，确保建筑物在地震过程中不会发生结构破坏。
(2)经济性原则：核电厂建筑物的抗震设计需要平衡工程造价与抗震性能，采取合理的技术措施降低成本。
(3)可行性原则：核电厂建筑物的抗震设计需要兼顾施工原理和技术要求，确保施工的可行性。
3.抗震性能目标(1)结构破坏不发生或发生在临界地震力的较大的范围内；(2)在有限的抗震能力下，保证核电厂的安全运行，预防事故的发生；(3)在大震动下，确保人员的安全疏散，避免人员伤亡；(4)在地震后能够便于进行检查、修复和恢复。
(5)承受大规模地震的袭击，保护核电厂重要设备。
4.抗震设计内容(1)地震的设计基础：包括确定设计烈度和层地震加速度。
(2)结构抗震形式：考虑核电厂建筑物的特殊性，一般会采用框架结构，混凝土筒仓结构和钢筒结构。
(3)结构抗震计算：通过数值模拟等方法，对建筑物进行抗震性能评估，确保在设计地震力作用下结构的安全性。
(4)抗震设备和装置的设计：包括抗震支座、隔震设备、消能装置等，有效减小地震对核电厂设备的冲击。
(5)结构材料的选用：选择抗震性能较好的材料，如高强度混凝土，钢筋混凝土等。
(6)基础设计：确保核电厂建筑物的基础可以承受地震力的荷载，并提供足够的稳定性。
5.抗震设防等级根据核电厂所在地的地震烈度和结构重要性，分为多个抗震设防等级，一般为Ⅰ级、Ⅱ级、Ⅲ级等，不同设防等级对抗震性能的要求也不同。
6.抗震设计的检查和验收综上所述，核电厂建筑物抗震设计是确保核电厂安全运行的重要环节。
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［ 提
要］ 抗 震 设 计 谱 是 核 电厂 抗 震 设 计 的 主 要 依 据 。 核 电 设 计 谱 的 表 达 多 采 用 直 线 分 段 式 方 法 ， 一 般 由 固 定 的设 计 谱 形
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第 ３ ５卷 第 ６期 ２ ０ １ ３年 １ ２月
工 程 抗 震 与 加 固 改 造
Ｖ０ １ ． ３ ５． Ｎｏ ． ６ Ｄｅ ｃ ．２ Ｏ１ ３
Ｅａ ｒ ｔ ｈｑ ｕ ａ ｋｅ Ｒｅ ｓ ｉ ｓ ｔ ａ ｎ ｔ Ｅｎ ｇ ｉ ｎ ｅ ｅ ｒ ｉ ｎ ｇ ａ ｎ ｄ Ｒｅ ｔ ｒ ｏ ｆ ｉ ｔ ｔ ｉ ｎ ｇ
与 具 有 一 定 保 证 概 率 的 地 震 动 幅值 共 同组 成 。 本 文 简 要 回 顾 了 核 电设 计 谱 的 发 展 历 程 ， 介 绍 了 核 电 厂 抗 震 设 计 谱 的 研 究 现 状， 对 不 同 统 计 拟 合 设 计 谱 的 方 法 做 出 了评 价 ， 对 核 电 设 计 谱 的 主 要 确 定 方 法 进 行 了 比较 和 分 析 ， 探 讨 了统 一 危 险性 谱 在 核 电抗震应 用中的问题 ， 为 我 国 核 电 设 计 谱 的进 一 步 研 究 与 发 展 提 出了 些 许 看 法 和 建 议 。 ［ 关键 词 ］ 地震 动 ； 反应谱 ； 核 电厂 ； 抗 震 设 计 谱 ［ 中图分类号 ］ Ｔ Ｕ ２ ７ １ ． １ ［ 文献标识码 ］ Ａ
［ 文章编号 ］ １ ０ ０ ２ － ８ ４ １ ２ （ ２ ０ １ ３ ） ０ ６ — ０ ０ ０ １ — ０ ７
Ｄ Ｏ Ｉ ： １ ０ ． ３ ９ ６ ９ ／ ｊ ． ｉ ｓ ｓ ｎ ． １ ０ ０ ２—８ ４ １ ２ ． ２ ０ １ ３ ． ０ ６ ． ０ ０ １
核 电厂 抗 震 设 计 谱 的 发 展 与 问题 综 述