RG.1.61核电厂抗震设计阻尼值

核电厂抗震设计阻尼值

DAMPING VALUES FOR SEISMIC DESIGN OF NUCLEAR POWER PLANTS

美国核管理委员会USNRC RG 1.61

（2007年3月第一次修订版）

环境保护部核与辐射安全中心

二〇一二年九月

美国核管理委员会2007年3月

第一次修订版

管理导则

核监管研究办公室

管理导则1.61

（草案编号DG-1157，2006年10月出版）

核电厂抗震设计阻尼值 1.61 (2007026)

A.引言

根据HAF102要求，本导则为核电厂Ⅰ类抗震结构、系统和部件（SSCs）地震反应分析中所使用、可接受的阻尼值提供指导。

特别地，HAD102/02 要求对安全重要的SSCs设计应抵御诸如地震等自然灾害的影响而不能失去其正常的安全性能。这些SSCs也应设计成适应灾害影响并适应与正常环境条件有关的运行事件和假想事件。

我国核安全监管当局认为本导则规定的阻尼值符合有关地震反应分析的规范和导则的要求。指定的阻尼值用于弹性模态地震反应分析，其中能量耗散用粘滞阻尼模拟（即，阻尼力与速度成比例）。

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B.讨论

背景

阻尼是衡量动力荷载作用下材料或结构系统能量耗散的尺度，用于描述动力系统能量耗散的数学模型及求解过程的专业术语。开展弹性系统地震反应分析时，可以通过在模型中指定粘滞性阻尼大小（即阻尼力与速度成正比）来考虑能量耗散。

核工业界和许可证持有者建议核安全局接受更合理的阻尼值以用于SSCs的抗震分析与设计。

结构阻尼

1993年最初版本Rg1.61提供了结构适用的阻尼值，有关结果见文献NUREG/CR-6011[3]，分析了有关数据以确定能显著影响结构阻尼的参数。基于此项研究，最初版本Rg1.61阻尼值是合适的，但需要必要的修订。特别是，对于钢结构，Rg1.61规范应区分摩擦型镙拴连接和承压型镙拴连接。摩擦型镙拴连接也称为“临界滑动连接”。这些连接方式中，螺栓预紧力应足够高以确保不超出摩擦力，螺杆不承受剪力。监管立场1更新了结构阻尼值。

管道阻尼

1986年美国机械工程学会（ASME）制定了规范案例N-411(在ASME锅炉与压力容器规范[4]第三部分第一章节)“1，2，3类管道反应谱分析的可选阻尼值”。规范案例N-411(在RG1.84中指定的明确的限值)用来评价运行堆问题，直到规范案例N-411于2000年废止。1994年推出了美国通用电力高级沸水堆设计[6]的备用阻尼值；1992年推出了燃烧工程系统80+设计阻尼值[7]；1998年批准了西屋公司AP600设计[8]。官场立场2提供了管道阻尼值，该阻尼值源于NRC对N-411规范案例的经验和新堆设计的应用评价。

电气布线通道阻尼

RG1.61最初并未提供电缆桥架和配管系统的阻尼。以往，核电厂业界把螺栓连接钢结构的阻尼值应用于电缆桥架和配管系统抗震分析设计。上世纪80年代末，根据Comanche Peak核电站的电缆桥架试验结果[9]，监管立场3提供了源于此次试验评审的阻尼值[9]和安全评估报告[9，11]。

供热通风与空调风管阻尼

供热通风与空调风管系统(HV AC)的阻尼与规范提供的螺栓连接钢结构阻尼值相一致。由于缺乏焊接管道结构的试验验证，因此，阻尼值与应用于焊接钢结构的相同（见监管立场4）。此外，本导则提供了供热通风与空调风管系统(HV AC)阻尼值的有关技术信息，见NUREG/CR-6919“RG1.61抗震阻尼值修订推荐”[12]。

机械与电气设备阻尼

NUREG/CR-6919 [12]考虑了美国土木工程学会(ASCE)标准43-05“核设施中结构、系统、部件抗震设计标准”的和非强制附录N“动力分析方法”对ASME锅炉和压力容器规范部分III章节1的指导[14]。此外，NUREG/CR-6919 [12]提供了下列结构、设备阻尼值的建议和注解：

（1）屏蔽结构、安全壳内部结构、其他1类抗震结构；（2）管道；（3）电气布线通道（即电缆桥架或配管系统）；（4）供热与空调系统和（5）机械与电气设备。监管立场5 给出了适用的阻尼值。

C. 监管立场

下列监管立场提供了用于结构、系统、部件弹性地震反应分析设计的可接受的阻尼值，除非另有指定，能量耗散用粘弹性性阻尼近似。如果有试验数据支持更高的阻尼值，可以采用比规定值更大的阻尼。本规范没有体现与土-结构相互作用分析有关的阻尼值。

1. 结构阻尼

1.1 屏蔽结构、安全壳内结构及其它I类抗震结构可接受阻尼值

1.1.1 安全停堆地震(SSE)

表1提供了SSE水准下结构地震反应分析可接受阻尼值。

1.1.2 运行基准地震（OBE）

如选择的OBE地震动加速度不超出1/3SSE水准的地震动，则无需进行OBE 分析；否则，应进行反应谱分析。表2提供了OBE分析中可接受的阻尼值。

1.2 结构内反应谱（楼板谱）生成的特殊考虑

表1中用于SSE水平的结构线性动力分析的阻尼值的选择是基于如下考虑，即组合荷载(含SSE地震作用)下的结构反应预期接近于规范应力限值（如NUREG-0800[15]中3.8节所规定）。然而也有这种可能，即所预测的组合荷载(含SSE地震作用)下的结构反应明显（显著）低于规范应力限值。由于等效的粘滞阻尼比依赖于结构反应水平，有必要考虑这种情况，即表1指定的SSE水平下阻尼值与预期的结构反应水平不一致。

对于结构评估，这并不重要，因为即使应用与结构反应相符的阻尼时，结构应力仍然比规范[15]规定的限值要小。然而计算楼层谱时，有必要用与结构反应相符的阻尼。因此，此时采用下列附加规定：

(1) 应用表2指定的OBE阻尼，该阻尼值无需进一步审评即被核安全监管当局接受。

(2) 对于应用超过表2 OBE阻尼值的情形，应提交特定电厂的技术依据。但不能超过表1指定的SSE阻尼值（NUREG/CR-6919, Section 3.2.3），且应逐项的审查。

通常对于已批准的标准电厂设计，其设计基准的楼板谱代表的是考虑不同场地条件分析得到的楼板谱的包络，对于联合许可申请者不必对此进行说明。然而，对于未包括在标准设计中的1类抗震结构和/或结构物，进行特定厂址抗震分析时，宜予以相应的说明。

2 管道阻尼

表3列出了管道系统在SSE和OBE（如需要）水准下的阻尼值，用于结构时程分析、反应谱分析和等效静力分析。

表3 管道系统阻尼值

作为尼，该阻尼应遵从如下限值：

● 如有必要，频率相关阻尼应一致地使用；（RG1.61指定的阻尼值只用于设

备而非管道）

● 指定的阻尼值仅限用于反应谱分析；能否用于其它类型动力分析（如，

时程分析、无约束支撑运动方法）还需要进一步分析判断。

● 当用于协调或支撑优化已有的设计，应检查增加的运动对已有间隙和在

线设备安装的影响。

● 频率相关阻尼不适用于带有屈服支撑（实现耗能）的管道系统的动力反

应分析。

● 频率相关阻尼不适用于发生应力腐蚀开裂的管道，除非具体案例评估已

经提供、审评且被核安全监管当局接受。

图1 频率相关阻尼

3． 电气布线通道阻尼

表4提供了用于电缆桥架和配管系统SSE 和OBE （如有必要）分析的常数阻尼值,适用于反应谱和等效静力分析.表4指定的阻尼值适用于所有类型支架,包括焊接连接的支架。带有柔性支撑系统的电缆桥架(例如,吊杆悬挂系统、压杆悬挂系统、压杆型旋臂和刚性旋臂支撑系统)的高阻尼值是允许的，应接受核安全监管当局逐项的审评和认可。系统的地震反应分析方法应考虑支撑的柔度。

表5 列出了用于供热通风与空调风管系统SSE和OBE（如有必要）分析的阻尼常数值，适用于结构鉴定时的反应谱和等效静力分析。系统的地震反应分析方法应考虑支撑的柔度。

表6提供了用于机械及电气设备SSE和OBE（如有必要）分析的阻尼常数值,适用于可以采用抗震分析法验证抗震性能的非能动部件；能动部件的抗震性能无法单纯依赖分析确定，需要通过试验验证，如NUREG-0800 [15]3.10章节描述。

D 执行

本部分的目的是为申请者和持有者提供关于核安全监管当局应用本规范的信息。除非申请者或持有者依照核安全监管当局规范指定部分提出或先前已建立了被认可的代替方法，监管当局将用本规范描述的方法来评价以下内容：（1）与建造许可申请、标准设计认证、运行许可、早期场地许可、联合许可等有关的许可材料（2）反应堆运营方自愿建议启动的系统修正项（如果所建议的修正项与

本规范规定的条款有关）而提交的材料。

参考文献

1. U.S. Code of Federal Regulations, Title 10, Part 50, “Domestic Licensing of Production

and Utilization Facilities,” U.S. Nuclear Regulatory Commission, Washington, DC.3

2. Regulatory Guide 1.61, “Damping Values for Seismic Design of Nuclear Power Plants,”

U.S. Atomic Energy Commission, Washington, DC, October 1973.4

3. NUREG/CR-6011, “Review of Structure Damping Values for Elastic Seismic Analysis of Nuclear Power Plants,” U.S. Nuclear Regu latory Commission, Washington, DC, March 1993.5

4. “ASME Boiler and Pressure Vessel Code, Code Case N-411-1, Alternative Damping Values for Response Spectra Analysis of Class 1, 2 and 3 Piping,” Section III, Division 1,

American Society of Mechanical Engineers, New York, New York, February 20, 1986.6

5. Regulatory Guide 1.84, “Design, Fabrication, and Materials Code Case Acceptability —ASME Section III,” U.S. Nuclear Regulatory Commission, Washington, DC.3

6. NUREG-1503, “Final Safety Evaluation Report Rel ated to the Certification of the Advanced Boiling-Water Reactor,” U.S. Nuclear Regulatory Commission, Washington, DC, July 1994.4

7. NUREG-1462, “Draft Safety Evaluation Report related to the Design Certification of the System 80+Design,” U.S. Nuclear Regu latory Commission, Washington, DC, September 1992.4

8. NUREG-1512, “Final Safety Evaluation Report related to Certification of the AP600 Standard Design,” U.S. Nuclear Regulatory Commission, Washington, DC, September 1998.4

9. NUREG-0797, “Safety Evaluatio n Report Related to the Operation of Comanche Peak Steam Electric Station, Units 1 and 2,” Supplement No. 16, U.S. Nuclear Regulatory Commission, Washington, DC, July 1988.4

10. Ware, A.G., and C.B. Slaughterbeck, “A Survey of Cable Tray and Conduit Dampin g Research,”Idaho National Engineering Laboratory, Report No. EGG-EA-7346, Rev. 1, prepared forthe U.S. Nuclear Regulatory Commission, Washington, DC, August 1986.7

11. NUREG-0847, “Safety Evaluation Report for Watts Bar Nuclear Plant, Units 1 and 2,”Supplement No. 8, U.S. Nuclear Regulatory Commission, Washington, DC, January 1992.4

12. NUREG/CR-6919, “Recommendations for Revision of Seismic Damping Values for the Seismic Damping Values in Regulatory Guide 1.61,” U.S. Nuclear Regulatory Commission, Washington,DC, November 2006.4

13. American Society of Civil Engineers, ASCE Standard 43-05, “Seismic Design Criteria

for Structures, Systems, and Components in Nuclear Facilities,” Reston, V A, 2005.8

14. American Society of Mechanical Engineers, “Boiler and Pressure Vessel Code,” Section III, Division 1, Non-Mandatory Appendix N, “Dynamic Analysis Methods,” New York, New York, 2004.5

15. NUREG-0800, “Standard Review Plan for the Review of Safety Analysis Reports for Nuclear Power Plants,” U.S. Nuclear Regulatory Commission, Washington, DC.4

16. Draft Regulatory Guide DG-1157, “Damping Values for Seismic Design of Nuclear Power Plants,” U.S. Nuclear Regulatory Commission, Washington, DC.9