AP核電廠抗震設計簡述

AP1000核電廠抗震設計簡述13十二月2022-2-1AP1000核電廠抗震設計的主要特點與遵循的法規(guī)、規(guī)范和標準2AP1000核電廠構筑物、系統(tǒng)和部件（SSC’s）的抗震分類與設計要求3AP1000核電廠構筑物、系統(tǒng)和部件（SSC’s）的抗震設計要求概述4核電廠地震停堆要求與決策5AP1000核電廠抗震裕度評價（SMA）目錄13十二月2022-3-附錄A地震級別和烈度附錄B抗震設計中主要的名詞解釋附錄C地震輸入附錄D核電廠抗震設計附錄E核電廠設備抗震鑒定目錄13十二月2022-4-1.1主要特點

AP1000核電廠抗震設計是按照美國《先進輕水反應堆業(yè)主要求文件（ALWR-URD）》，并以改進和標準化的LWR設計為技術基礎。因此AP1000抗震設計是根據(jù)URD所提出的“簡化、設計裕量、安全、標準化、成熟技術應用、經濟性”等11個要素來確定的?？拐鹪O計的主要特點為：核電廠抗震設計標準化——水平和垂直地面加速度為0.3g作為SSE輸入取消運行基準地震(OBE)——只將SSE作為單一的設計基準地震（DBE)與目前第二代或二代加核電廠抗震設計有相異之處，并起到了改進和進化的作用?！拐鸱诸悺⒖拐鹪O計要求和電廠震后決策1AP1000核電廠抗震設計的主要特點與遵循的

法規(guī)、規(guī)范和標準（1/3）13十二月2022-5-1.2遵循的主要法規(guī)、規(guī)范和標準HAD101/01《核電廠廠址選擇中的地震問題》（1994年修訂）HAD102/02《核電廠的抗震設計與鑒定》（1996年修訂）10CFR50附錄A《設計總則（GDC）》準則2《防自然現(xiàn)象的設計基準》（1997）10CFR100.23《選址的地質和地震準則》，（1997）[AP1000不采用10CFR100附錄A《核電廠選址的地質和地震準則》（1997）]10CFR50附錄S《核電廠地震工程學準則》（1997）

R.G1.29《抗震設計分類》（2007）

1AP1000核電廠抗震設計的主要特點與遵循的

法規(guī)、規(guī)范和標準（2/3）13十二月2022-6-1.2遵循的主要法規(guī)、規(guī)范和標準R.G1.26《核電廠包容水－蒸汽和放射性廢料存儲部件的質 量分組和標準》（1997）R.G1.60《核電廠設計反應譜》R.G1.61《核電廠抗震設計的阻尼值》（2007）R.G1.12《核電廠地震儀表》（1997）R.G1.166《核電廠地震前計劃和運行人員震后決策》(1997)NRC-NUREG0800《核電廠安全分析報告評審大綱》（2007）ASMEBPVC，第III卷IEEE344《推薦核電廠1E級設備抗震鑒定的實施方法》 （2004）1AP1000核電廠抗震設計的主要特點與遵循的

法規(guī)、規(guī)范和標準（3/3）13十二月2022-7-AP1000核電廠SSC的抗震可劃分為四類：抗震I類（C-I）——

確保其完整性和功能抗震II類（C-II）——

僅僅確保其完整性抗震III類（C-III）——

用于非安全相關建筑物的周圍 防護非抗震類（NS）——

除抗震I、II、III類以外的所 有物項2AP1000核電廠構筑物、系統(tǒng)和部件(SSC's)

的抗震分類與設計要求（1/6）13十二月2022-8-（1）抗震I（C-I）與R.G1.29中所闡述的定義是相一致的抗震I類適用于是與安全相關的SSC，也適用于要求用來支承或防護安全相關的SSC的那些SSC。在核電廠設計成在發(fā)生SSE地震時，與安全相關的物項必須提供下列功能：

△反應堆冷卻劑壓力邊界的完整性；

△具有關閉反應堆并保持安全停堆的能力；

△阻礙或減輕事故的后果，能引起可能的廠外輻射不超過10CFR100規(guī)定的限值。2AP1000核電廠構筑物、系統(tǒng)和部件(SSC's)

的抗震分類與設計要求（2/6）13十二月2022-9-（1）抗震I類（C-I）抗震I類SSC被設計成能承受SSE地震載荷期間或之后—保持結構完整性外，還應保持其應有的安全功能。要防護抗震I類構筑物與鄰近的非抗震類構筑物的相互作用?？拐餓類SSC滿足10CFR附錄B的質量保證要求。滿足R.G1.189《運行核電廠防火要求》的抗震I類物項。2AP1000核電廠構筑物、系統(tǒng)和部件(SSC's)

的抗震分類與設計要求（3/6）13十二月2022-10-（2）抗震II類（C-II）抗震II類適用于執(zhí)行非安全相關有關功能，以及不要求持續(xù)該功能的SSC。位于安全相關SSC附近時，當在SSE期間失效或相互作用可能導致安全相關SSC的功能失效，則指定為抗震II類。抗震II類適用于—設計成在SSE地震下防止SSC’s倒塌、跌落或搖動。在SSE期間抗震II類構筑物失效防止與抗震I類物項的相互作用—減輕某個安全相關的SSC’s功能形成不可接受的水平，或者可能造成主控室人員不能承受的傷害。2AP1000核電廠構筑物、系統(tǒng)和部件(SSC's)

的抗震分類與設計要求（4/6）13十二月2022-11-（2）抗震II類（C-II）抗震II類SSC保證在SSE地震不會引起不可接受的構筑物失效或者與抗震I類SSC’s相互作用。如果抗震II類流體系統(tǒng)位于敏感設備附近，則要求其適當程度的壓力邊界完整性抗震II類僅適用于SSC’s的一部分，對設備具體要求僅是它的支承能承受SSE地震。抗震II類構筑物應按抗震I類相同方法進行SSE設計。如環(huán)吊、裝卸料機，以及主控室天花板上的SSC等2AP1000核電廠構筑物、系統(tǒng)和部件(SSC's)

的抗震分類與設計要求（5/6）13十二月2022-12-（3）抗震III類（C-III）適用于非安全相關建筑構筑物的周圍防護。遵照統(tǒng)一建筑規(guī)范（UBC）所規(guī)定的抗震設計要求如核電廠放射性廢料貯存SSC，汽輪機廠房等（4）非抗震類（NS）指不屬于抗震I、II、III類之外，并且是非安全相關的SSCSSC’s錨固的設計應與常規(guī)規(guī)范的抗震要求相一致2AP1000核電廠構筑物、系統(tǒng)和部件(SSC's)

的抗震分類與設計要求（6/6）13十二月2022-13-3.1標準抗震輸入規(guī)定廠址基巖上SSE最大水平加速度峰值為0.3g；規(guī)定廠址基巖上SSE最大垂直加速度峰值為0.3g；低水平地震（LLE）反應為SSE下最大反應的三分之一。按2次SSE，每次最大應力為10個循環(huán)，按IEEE344附錄D折算低水平地震最大應力為315次循環(huán)，把需作疲勞分析的系統(tǒng)和部件作為疲勞循環(huán)輸入。3AP1000核電廠構筑物、系統(tǒng)和部件(SSC's)

震設計要求概述（1/18）13十二月2022-14-水平方向和垂直方向的地面設計反應譜控制點（表3.1-1）（圖3.1-1－圖3.1-4）

表3.1-1水平和垂直方向的地面設計反應譜控制點臨界阻尼百分比加速度位移﹡A(33Hz)B′(25Hz)B(9Hz)CD(0.25Hz)水平(2.5Hz)垂直(3.5Hz)水平垂直2.01.01.703.544.254.052.501.673.01.01.663.133.763.582.341.564.01.01.632.843.413.252.191.465.01.01.602.613.132.982.051.377.01.01.552.272.722.591.881.253AP1000核電廠構筑物、系統(tǒng)和部件(SSC's)

震設計要求概述（2/18）13十二月2022-15-3.1標準抗震輸入水平方向地面加速度設計反應譜垂直方向地面加速度設計反應譜3AP1000核電廠構筑物、系統(tǒng)和部件(SSC's)

震設計要求概述（3/18）13十二月2022-16-3.1標準抗震輸入水平方向地面加速度、速度和位移設計時間歷程垂直方向地面加速度、速度和位移設計時間歷程3AP1000核電廠構筑物、系統(tǒng)和部件(SSC's)

震設計要求概述（4/18）13十二月2022-17-3.1標準抗震輸入設計水平方向時間歷程的加速度反應譜設計垂直方向時間歷程的加速度反應譜3AP1000核電廠構筑物、系統(tǒng)和部件(SSC's)

震設計要求概述（5/18）13十二月2022-18-3.1標準抗震輸入設計水平方向時間歷程的功率的功率譜密度曲線設計垂直方向時間歷程的功率的功率譜密度曲線3AP1000核電廠構筑物、系統(tǒng)和部件(SSC's)

震設計要求概述（6/18）13十二月2022-19-3AP1000核電廠構筑物、系統(tǒng)和部件(SSC's)

的抗震設計要求概述（7/18）3.2抗震耦合分析（1）抗震I類SSC之間的抗震耦合分析核電廠抗震設計流程圖13十二月2022-20-3.2抗震耦合分析（1）抗震I類SSC之間的抗震耦合分析三個典型的耦合模型：屏蔽廠房、輔助廠房、內部結構之間的耦合（圖3.2-1）反應堆冷卻劑系統(tǒng)與安全殼內部結構之間的耦合(圖3.2-2）反應堆壓力容器與堆內構件之間的耦合（圖3.2-3）3AP1000核電廠構筑物、系統(tǒng)和部件(SSC's)

震設計要求概述（8/18）13十二月2022-21-3.2抗震耦合分析3AP1000核電廠構筑物、系統(tǒng)和部件(SSC's)

震設計要求概述（9/18）13十二月2022-22-3.2抗震耦合分析3AP1000核電廠構筑物、系統(tǒng)和部件(SSC's)

震設計要求概述（10/18）13十二月2022-23-3.2抗震耦合分析3AP1000核電廠構筑物、系統(tǒng)和部件(SSC's)

震設計要求概述（11/18）13十二月2022-24-3.2抗震耦合分析（2）不同抗震類別的SSC之間相互作用與防護設計AP1000核電廠抗震設計中對于不同抗震類別之間的相互作用影響專門作了詳細規(guī)定，并按要求確定抗震III類、非抗震的SSC對抗震I類的SSC所帶來的危害作分析。例如規(guī)定抗震I類為“目標”的“碰撞評價區(qū)域”范圍為：

△周圍水平方向為2.0m為直徑

△高為10m（在10m以上，周圍為10°的輻射角為圓錐）3AP1000核電廠構筑物、系統(tǒng)和部件(SSC's)

震設計要求概述（12/18）13十二月2022-25-3.2抗震耦合分析（2）不同抗震類別的SSC之間相互作用與防護設計3AP1000核電廠構筑物、系統(tǒng)和部件(SSC's)

震設計要求概述（13/18）13十二月2022-26-3.2抗震耦合分析（3）阻尼值的耦合設計AP1000核電廠SSC抗震設計中所采用的某些阻尼值比規(guī)定更為詳細。如管道阻尼值加入了ASME規(guī)范案例N-411-1的要求，該阻尼值與管道固有頻率之間關系如圖3.2-5所示。3AP1000核電廠構筑物、系統(tǒng)和部件(SSC's)

震設計要求概述（14/18）13十二月2022-27-3.2抗震耦合分析（3）阻尼值的耦合設計3AP1000核電廠構筑物、系統(tǒng)和部件(SSC's)

震設計要求概述（15/18）13十二月2022-28-3.2抗震耦合分析電纜托架阻尼值與輸 入樓面加速度關系如圖3.2-6所示。3AP1000核電廠構筑物、系統(tǒng)和部件(SSC's)

震設計要求概述（16/18）13十二月2022-29-3.3設備抗震鑒定（EQ）AP1000設備的抗震鑒定是合格鑒定程序之一，它在機械設備、儀控設備、閥門、電氣和機電設備、電纜、貫穿件等方面的抗震技術規(guī)格書中嚴格規(guī)定了鑒定方法、步驟、允許值等內容。IEEE-344仍是設備抗震鑒定的主要依據(jù)標準。設備（包括管道）的支承設計必須得到保證，設備支承盡量作為剛性設計（大于33Hz），確保SSE下不跨塌。3AP1000核電廠構筑物、系統(tǒng)和部件(SSC's)

震設計要求概述（17/18）13十二月2022-30-3.3設備抗震鑒定（EQ）電氣、儀表、傳感器等設備主要通過試驗方法給予鑒定。要求輸入為五次1/2SSE和1次SSE。其阻尼均按SSE來取值。管道支承在不同樓層或不同廠房之間，由于SSE地震使支承相對位移雖在管道中產生的是屬于二次應力，仍放在D級限制中給予評定，并應在允許限值以內。3AP1000核電廠構筑物、系統(tǒng)和部件(SSC's)

震設計要求概述（18/18）13十二月2022-31-4.1核電廠地震停堆要求AP1000遵照10CFR50附錄S（97）、、與ANSI/ANS-2.2（2002）要求。由于抗震設計中取消OBE，所以要求當核電廠最大地面加速度超過1/3SSE=0.1g時全廠停運并檢查。4核電廠地震停堆要求與決策（1/3）13十二月2022-32-4.2地震檢測中的停堆判別準則為：自由場△速度反應譜或加速度反應譜是否超出；△加速度時程上的累計絕對加速度（CAV）是否超出?；A△速度反應譜或加速度反應譜是否超出。廠外的地震級與烈度是否超出4核電廠地震停堆要求與決策（2/3）13十二月2022-33-4.3核電廠震后決策流程4核電廠地震停堆要求與決策（3/3）13十二月2022-34-5.1SMA的目的和意義美國NRC發(fā)布的NUREG/CR-4334(1985)提出核電廠“抗震裕度評價（SMA）”方法。定義為：“會威脅核電廠的安全，尤其是會導致反應堆堆芯損傷的地震運動水平。這種裕量可以擴展到電廠中某個特定的構筑物、系統(tǒng)和部件。”NRC-SECY-93-087要求先進輕水核電廠“PRA見解將用于支持地震事件中的裕度類型進行評價，依據(jù)PRA的SMA將高置信度低失效概率（HCLPF）；以及在等于12/3倍的SSE設計基準地震地面加速度時分析導致堆芯損壞或安全殼失效所有序列的脆弱程度?！?AP1000核電廠抗震裕度評價（SMA）（1/10）13十二月2022-35-5.1SMA的目的和意義在ALWR-URD中要求標準核電廠必須進行SSCs的SMA。通過SMA可以使核電廠確切了解到重要與安全相關的構筑物、系統(tǒng)和部件在抗震上的弱點，可以及時改進設計或建后采取措施。5AP1000核電廠抗震裕度評價（SMA）（2/10）13十二月2022-36-5.2SMA要求標準核電廠選用“抗震裕度地震（SME）”為SSE的12/3倍，即0.312/3＝0.5g。核電廠通過SMA能證明在超過設計基準地震SSE＝0.3g后，其重要的SSC仍具有“低概率高置信度和低概率失效（HCLPF）”的抗震能力，要求達到小于5％失效概率與大于95％置信度。5AP1000核電廠抗震裕度評價（SMA）（3/10）13十二月2022-37-5.3SMA內容主要包括抗震脆弱性分析（SFA）和電廠故障樹分析兩大部分。抗震脆弱性分析（SFA）是應用概率論統(tǒng)計方法來評估關鍵構筑物、管道和部件對于抗震的脆弱程度（Fragility）的分析、試驗或經驗借鑒，獲得抗震脆弱性曲線。通過電廠始發(fā)事件建立一個事件樹并進行故障樹序列分析——以描述地震引起觸發(fā)事件是否會喪失其功能（圖5.3-1）5AP1000核電廠抗震裕度評價（SMA）（4/10）13十二月2022-38-5AP1000核電廠抗震裕度評價（SMA）（5/10）5.3SMA內容脆弱分析 ?HCLPF值用對數(shù)正態(tài)分布函數(shù)乘上中值來確定抗震裕度 ?HCLPF值具有95％高置信度、不超過5％失效概率

HCLPF=中值量.其中：中值量（Mc）=平均量.

平均量Am表示平均峰值地面地震量，由應力和強度設計裕量因素的乘積

=每個設計平均裕量因子

=名義地震峰值地面量

=標準復合偏差

=確定的強度因子、可變強度因子、材料阻尼、非彈性能量吸收、延性、以及分析與模型的誤差g501000P(g)13十二月2022-39-5.3SMA內容5AP1000核電廠抗震裕度評價（SMA）（6/10）13十二月2022-40-5AP1000核電廠抗震裕度評價（SMA）（7/10）名稱Mpga值（g）HCLPF值（g）屏蔽廠房頂——拉緊環(huán)//0.74屏蔽廠房頂——柱//0.60安全殼——屈服1.570.410.61安全殼——傾翻5.740.621.38安全殼導流支承//1.40內部結構和IRWST箱//0.75