核电站抗震设计分析

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USNRCSRP；美国核安全相关构筑物的抗震设计规范ASCE4-98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》-0.2-0.100.10.20510152025303540t/sa/g