AP1000核电厂抗震设计简述汇总
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。
AP1000详细介绍
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6.厂用水系统（1）
系统功能：
在各种运行模式下带走设备冷却水系统的热 量
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6.厂用水系统（2）
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6.厂用水系统（3）
表 3.6.1 不同运行模式下厂用水的额定流量和热负荷 SWS 泵 正 常投入台数 1 2 2 2 CCS 泵 和热交换 器 正常运行 (满负荷) 电站冷却 换料 (全堆芯卸出) 电站启动 支持安全停堆 和乏燃料冷却 的 最 小 量 （SWS 系统供 水 温 度 90.5oF (32.5oC) 1 2 2 2 额定流量 10,800 gpm (2453 m3/hr) 21,600 gpm (4906 m3/hr) 21,600 gpm (4906 m3/hr) 21,600 gpm (4906 m3/hr) 热传输 90.4 x106 Btu/hr (26.5 MW) 303 x106 Btu/hr (88.7 MW) 73.9 x106 Btu/hr (21.6 MW) 76.1 x106 Btu/hr (22.3 MW)
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1.反应堆（8）
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1.反应堆（9）
控制棒设计参数： 控制捧（黑捧）： —53束，每束24根 —吸收材料：银-铟-镉合金封包在不锈钢管 内 灰棒： —16束，每束24根 —吸收材料： 12根银-铟-镉合金，12根为不 锈钢材料
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1.反应堆（10）
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1.反应堆（11）
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1.反应堆（12）
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1.反应堆（13）
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2.反应堆冷却剂系统（1）
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2.反应堆冷却剂系统（2）
主要功能： 反应堆冷却剂压力边界的完整性 堆芯冷却和反应性控制 反应堆冷却剂系统压力控制 过程监控 自动降压功能
AP1000核电站对开式普通钢质门抗震性能分析
AP1000核电站对开式普通钢质门抗震性能分析张善文;汤淋淋;张剑峰;张海军【摘要】随着化石能源的减少,核能是达到工业应用、可大规模替代化石燃料的新能源.钢质门作为核电站中重要的防护设备,其设计载荷主要有自身的重力、风载荷、重型飞射物撞击载荷、火灾作用下的温度载荷以及地震作用下的地震载荷等.本文以对开式普通钢质门为研究对象,以安全停堆地震作为设计地震载荷,采用谱分析法对其进行抗震性能分析和评估.结果表明:钢质门整体结构均能满足安全停堆抗震设计要求.钢质门以前后弯曲振动为主,左右门扇锁紧处应力最大,局部结构有待加强以提高安全裕度.【期刊名称】《门窗》【年(卷),期】2016(000)008【总页数】3页(P37-38,40)【关键词】AP1000核电站;对开式普通钢质门;抗震性能【作者】张善文;汤淋淋;张剑峰;张海军【作者单位】扬州大学机械工程学院;扬州大学机械工程学院;扬州大学机械工程学院;江苏金秋竹集团有限公司自动门窗研究所【正文语种】中文AP1000（Advanced Passive，百万千瓦级）核电站是一种先进的非能动型压水堆核电站，具有安全性高、经济性好、可靠性高等优点［1-7］。
钢质门是AP1000核电站中重要的防护设备，其设计载荷主要有自身的重力、风载荷、重型飞射物撞击载荷、火灾作用下的温度载荷以及地震作用下的地震载荷等。
在这些载荷中，地震是引起核电站泄漏事故重要原因［8］。
为防止、减少核电站由于地震而造成破坏及损失，钢质门的抗震性能对于AP1000核电站的安全性、经济性和可靠性具有重要意义。
本文以对开式普通钢质门为研究对象，以安全停堆地震作为设计地震载荷，采用谱分析法对其进行抗震性能分析和评估。
总结该类型产品对地震的响应特点，为其研发提供有利的科学依据。
AP1000核电站钢质门包括六种类型：向外左开式、向外右开式、向内左开式、向内右开式、向外双开子母式和向外对开普通式。
本文以向外对开普通式钢质门为研究对象，其结构主要包括门扇、闭门器、合页、逃生装置、把手及锁芯等，如图1所示。
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。
浅谈核电厂抗震计算
浅谈核电厂抗震计算摘要：核电厂因其特殊性其抗震计算相对于常规民用建筑标准有较大提高。
根据核电厂各构筑物的重要程度，核电厂抗震设计规范将核电厂构筑物划分为三类物项（Ⅰ类物项、Ⅱ类物项、Ⅲ类物项），其中Ⅰ类物项的计算要求更为严苛，且一直是设计的重点，本文通过对建筑抗震规范和核电厂抗震规范进行了简要的梳理对比，旨在说明核电抗震计算的不同之处。
关键词：核电厂抗震；建筑抗震；三类物项1.执行规范（1）一般建筑（抗震设防烈度大于9度地区的建筑及行业有特殊要求的工业建筑外）抗震计算执行标准：《建筑抗震设计规范》GB50011-2010（2016年版）（2）核电厂抗震计算执行标准：《核电厂抗震设计规范》GB50267-97。
2.建筑抗震计算介绍［1］2.1基本术语（1）抗震设防烈度一般情况，过去50年内超越概率10%的地震烈度。
（2）设计基本地震加速度50年设计基准期超越概率10%的地震加速度的设计取值。
（3）设计特征周期指抗震设计用的地震影响系数曲线中，反应地震震级、震中距和场地类型等因素的下降段起始点对应的周期值，简称特征周期。
2.2基本原则《建筑抗震设计规范》的抗震设计可总结为三水准设防目标和两阶段设计。
三水准设防：（1）小震不坏（多遇地震）；50年超越概率63%（即50年至少发生一次的概率63%）等价于年发生概率1/50等价于重现期50年。
（2）中震可修（设防地震），50年超越概率10%（即50年至少发生一次的概率10%）等价于年发生概率1/475等价于重现期475年。
（3）大震不倒（罕遇地震），50年超越概率2%～3%（即50年至少发生一次的概率2%～3%）等价于年发生概率1/1600～2400等价于重现期1600～2400年。
两阶段设计：第一阶段：对绝大多数结构进行多遇地震作用下的内力和变形分析，假定结构处于弹性工作状态，内力和变形分析可采用线性动静力分析方法；第二阶段：一些规范规定的结构（不规则且具有明显薄弱部位）进行罕遇地震作用下的弹塑性变形分析。
核电厂的抗震设计输入及AP1000核岛隔震课题简介_夏祖讽
核电厂的抗震设计输入及AP1000核岛隔震课题简介夏祖讽（上海核工程研究设计院，上海200233）[摘要]首先简单介绍了世界各国核电厂抗震输入的概况，同时提及了法国、日本及我国相关部门对核岛基础隔震的一些探索，接着重点涉及上海核工程研究设计院针对AP1000系列机组所开展的核岛基础隔震设计课题的总体概念设计内容。
本文对核电厂的抗震设计及核岛结构基础的隔震设计提供了较多的实用信息，以供参考。
[关键词]核电厂；抗震设计；AP1000；基础隔震[中图分类号]TL4[文献标识码]A[文章编号]1009-1742（2013）04-0052-051核电厂的抗震设计地震动要求1.1近期美国的规范性提升美国在20世纪70年代初所确定的核电厂地震设计输入安全停堆地震（SSE）应采用10-4/年的概率水平，且提供著名的RG1.60地面设计反应谱[1]已为全世界核能界所广泛接受。
80年代中期美国虽已停建了商用核电厂，但对如何更合理地确定核电厂的设计基准地震动的探索却始终没有停止过。
美国核管制委员会（NRC）在1997年就根据对建成核电厂所作的地震风险分析评估活动加以深入研究后推出了它的新导则RG1.165[2]，规定今后新的核电厂SSE的参考概率提升为10-5/年。
2006年由土木工程师协会出面，在ASCE43-05的核设施抗震设计准则[3]中提出，核电厂的设计地震外界风险虽仍可维持在原先10-4/年水平上，但为了确保新一代核电厂安全功能的需要，功能安全目标概率应为10-5/年。
这一基于功能方法来确定核电厂抗震输入的新提法逐渐获得业界专家的广泛认同。
NRC在2007年又出台新导则RG1.208[4]来替代10年前的RG1.165，接受ASCE43-05标准中基于功能方法的观点，再次明确新一代核电厂安全功能目标概率应为10-5/年。
这样一来美国对新一代核电厂地震设计输入的实际操作水平已达到70年代确定的SSE的1.0~1.8倍，其中美国西部强震区可基本持平不变，而美国中东部稳定大陆区的新一代核电厂的地震设计输入则最多会增至近1.8倍[5]。
AP1000简介汇编
第三代核电站与AP1000一、世界核电站可划分为四代第一代核电站：自50年至60年代初苏联、美国等建造的第一批单机容量在300MWe左右的核电站，如美国的希平港核电站和英第安角1号核电站，法国的舒兹(Chooz)核电站，德国的奥珀利海母(Obrigheim)核电站,日本的美浜1号核电站等。
第一代核电厂属于原型堆核电厂，主要目的是为了通过试验示范形式来验证其核电在工程实施上的可行性。
第二代核电站：第二代核电厂主要是实现商业化、标准化、系列化、批量化，以提高经济性。
自60年代末至70年代世界上建造了大批单机容量在600－1400MWe的标准化和系列化核电站，以美国西屋公司为代表的Model 212（600MWe，两环路压水堆，堆芯有121合组件，采用12英尺燃料组件）、Model 312（1000MWe，3环路压水堆，堆芯有157盒组件，采用12英尺燃料组件，），Model 314 （1040MWe，3环路压水堆，堆芯有157盒组件，采用14英尺燃料组件），Model 412（1200MWe，4环路压水堆，堆芯有193盒组件，采用12英尺燃料组件，）、Model 414（1300MWe，4环路压水堆，堆芯有193盒组件，采用14英尺燃料组件）、System80（1050MWe，2环路压水堆）以及一大批沸水堆（BWR）均可划入第二代核电站范畴。
法国的CPY，P4，P4′′也属于Model 312，Model 414一类标准核电站。
日本、韩国也建造了一批Model 412、BWR、System80等标准核电站。
第二代核电站是目前世界正在运行的439座核电站（2007年9月统计数）主力机组，总装机容量为3.72亿千瓦。
还共有34台在建核电机组，总装机容量为0.278亿千瓦。
在三里岛核电站和切尔诺贝利核电站发生事故之后，各国对正在运行的核电站进行了不同程度的改进，在安全性和经济性都有了不同程度的提高。
第三代核电站:对于第三代核电站类型有各种不同看法。
AP1000所遵循的抗震设计要求及其与我国法规_标准的比较
AP1000 所遵循的抗震设计要求 及其与我国法规 、 标准的比较
王继东
（ 核工业标准化研究所，北京 100091 ）
根据美国联邦法规的要求 ，核电厂必须针对 SSE （ 安全停堆地震 ） 进行设计， OBE （ 运行基 准地震） 是否作为设计输入， 取决于许可证申请者确定的 OBE 加速度数值。 介绍了美国法规、 导则关于核电厂的抗震设计要求 ，调查了 AP1000 的抗震设计情况，并就 AP1000 抗震设计与我国 抗震要求进行了对比。经分析对比可得出结论 ： AP1000 的抗震设计与我国的相关规定是协调的 。 关键词 安全停堆地震 运行基准地震 反应堆冷却剂压力边界
· 3·
研究与探讨·2011 年·第 3 期
系统和部件没有发生功能性破坏， 颁发许可 证的依据依然有效。 （ 4 ） 对地震仪表的要求： 必须配备合适 的仪表，以便在地震发生后能够立即评价核 电厂中安全重要物项对地震的反应 。 1. 3 1. 3. 1 物项的抗震分类 抗震Ⅰ类
［7 ， 8 ］
（ 8 ） 为应急设备供应燃料的系统或其构 成部分。 （ 9 ） 产生触发保护动作信号所涉及的电 气、机械装置， 以及处理器和执行系统输入 端之间的线路。 （ 10 ） 安全重要的监测和执行系统所需的 系统或系统构成部分。 （ 11 ） 乏 燃 料 储 存 池 构 筑 物， 包 括 燃 料 格架。 （ 12 ） 反应性控制系统，例如控制棒、 控 制棒驱动装置、注硼系统。 （ 13 ） 控制室，包括相关联的设备， 以及 保持控制室满足人员可居留限值和满足要害 设备安全环境限值的所有设备。 （ 14 ） 反 应 堆 安 全 壳 及 其 外 的 屏 蔽 构 筑物。 （ 15 ） 上述 （ 1 ） ～ （ 14 ） 未包括且不属
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1 AP1000核电厂抗震设计的主要特点与遵循的 法规、规范和标准（2/3）
1.2 遵循的主要法规、规范和标准
HAD101/01《核电厂厂址选择中的地震问题》（1994年修订） HAD102/02《核电厂的抗震设计与鉴定》（1996年修订） 10CFR50附录A《设计总则（ GDC ）》准则2《防自然现象的 设计基准》（1997） 10CFR100.23《 选 址 的 地 质 和 地 震 准 则 》 ， （ 1997 ） [AP1000 不采用 10CFR100 附录 A《核电厂选址的地质和地震 准则》（1997）] 10CFR50附录S《核电厂地震工程学准则》（1997） R.G1.29《抗震设计分类》（2007）
抗震I类SSC被设计成能承受SSE地震载荷期间或之后—保 持结构完整性外，还应保持其应有的安全功能。
要防护抗震I类构筑物与邻近的非抗震类构筑物的相互作 用。 抗震I类SSC满足10CFR附录B的质量保证要求。 满足R.G1.189《运行核电厂防火要求》的抗震I类物项。
2018年12月18日星期二
核电厂抗震设计标准化——水平和垂直地面加速度为 0.3g作为SSE 输入 取消运行基准地震 (OBE)—— 只将 SSE 作为单一的设计基准地震 （DBE) 与目前第二代或二代加核电厂抗震设计有相异之处，并起到了改 进和进化的作用。——抗震分类、抗震设计要求和电厂震后决策
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2018年12月18日星期二
AP1000核电厂抗震设计简述
姚伟达
上海核工程研究设计院
2010年9月
目录
1 AP1000 核电厂抗震设计的主要特点与遵循的法规、规范 和标准 2 AP1000核电厂构筑物、系统和部件（SSC’s）的抗震分类 与设计要求 3 AP1000核电厂构筑物、系统和部件（SSC’s）的抗震设计 要求概述 4 核电厂地震停堆要求与决策 5 AP1000核电厂抗震裕度评价（SMA）
△ △ △
反应堆冷却剂压力边界的完整性； 具有关闭反应堆并保持安全停堆的能力； 阻碍或减轻事故的后果，能引起可能的厂外辐射 不超过10CFR100规定的限值。
2018年12月18日星期二
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2 AP1000核电厂构筑物、系统和部件( SSC's ) 的抗震分类与设计要求（3/6）
（1）抗震I类（C-I）
（2）抗震II类（C-II）
抗震 II 类 SSC 保证在 SSE 地震不会引起不可接受的构筑物 失效或者与抗震I类SSC’s相互作用。如果抗震II类流体系 统位于敏感设备附近，则要求其适当程度的压力边界完 整性
抗震 II类仅适用于 SSC’s的一部分，对设备具体要求仅是 它的支承能承受 SSE 地震。抗震 II 类构筑物应按抗震 I 类 相同方法进行SSE设计。
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2018年12月18日星期二
1 AP1000核电厂抗震设计的主要特点与遵循的 法规、规范和标准（3/3）
1.2 遵循的主要法规、规范和标准
R.G1.26《核电厂包容水－蒸汽和放射性废料存储部件的质 量分组和标准》（1997） R.G1.60《核电厂设计反应谱》 R.G1.61《核电厂抗震设计的阻尼值》（2007） R.G1.12《核电厂地震仪表》（1997） R.G1.166《核电厂地震前计划和运行人员震后决策》(1997) NRC-NUREG0800《核电厂安全分析报告评审大纲》（2007） ASME BPVC，第III卷 IEEE 344《推荐核电厂1E级设备抗震鉴定的实施方法》 （2004）
抗震 II 类适用于 — 设计成在 SSE 地震下防止 SSC’s 倒塌、跌落 或摇动。
在SSE期间抗震II类构筑物失效防止与抗震I类物项的相互作 用—减轻某个安全相关的SSC’s功能形成不可接受的水平，或 者可日星期二
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2 AP1000核电厂构筑物、系统和部件( SSC's ) 的抗震分类与设计要求（5/6）
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2 AP1000核电厂构筑物、系统和部件( SSC's ) 的抗震分类与设计要求（4/6）
（2）抗震II类（C-II）
抗震II类适用于执行非安全相关有关功能，以及不要求持续 该功能的 SSC 。位于安全相关 SSC 附近时，当在 SSE 期间失效 或相互作用可能导致安全相关SSC的功能失效，则指定为抗震 II类。
2018年12月18日星期二
-2-
目录
附录A 地震级别和烈度
附录B
附录C 附录D
抗震设计中主要的名词解释
地震输入 核电厂抗震设计
附录E
核电厂设备抗震鉴定
2018年12月18日星期二
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1 AP1000核电厂抗震设计的主要特点与遵循的 法规、规范和标准（1/3）
1.1 主要特点
AP1000核电厂抗震设计是按照美国《先进轻水反应堆业主要求 文件（ALWR-URD）》，并以改进和标准化的LWR设计为技术基础。 因此AP1000抗震设计是根据URD所提出的“简化、设计裕量、安全、 标准化、成熟技术应用、经济性”等11个要素来确定的。 抗震设计的主要特点为：
抗震III类（C-III）—— 用于非安全相关建筑物的周围 非抗震类（ NS ） —— 除抗震 I 、 II 、 III 类以外的所 有物项
2018年12月18日星期二
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2 AP1000核电厂构筑物、系统和部件( SSC's ) 的抗震分类与设计要求（2/6）
（1）抗震I（C-I）
与R.G 1.29中所阐述的定义是相一致的 抗震 I 类适用于是与安全相关的 SSC ，也适用于要求用来 支承或防护安全相关的SSC的那些SSC。 在核电厂设计成在发生SSE地震时，与安全相关的物项必 须提供下列功能：
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2 AP1000核电厂构筑物、系统和部件( SSC's ) 的抗震分类与设计要求（1/6）
AP1000核电厂SSC的抗震可划分为四类：
抗震I类（C-I） 抗震II类（C-II）
—— 确保其完整性和功能 —— 仅仅确保其完整性 防护