核电厂的抗震设计输入及AP1000核岛隔震课题简介_夏祖讽
国内外核电厂抗震设计规范比较
第30 卷，第4期2014 年12 月世界地震工程WOＲLD EAＲTHQUAKE ENGINEEＲINGV o l．30N o．4D ec．2014文章编号: 1007 －6069( 2014) 04 －0068 －09国内外核电厂抗震设计规范比较刘国强2 ，金波1，3，高永武1(1．中国地震局工程力学研究所，中国地震局地震工程与工程振动重点实验室，黑龙江哈尔滨150080;2．山东电力工程咨询院有限公司，山东济南250013;3．哈尔滨工程大学，黑龙江哈尔滨150001)摘要: 核电厂抗震设计规范作为核电规范标准体系的重要组成，对于保障核电厂在遭遇地震作用下能够安全停堆或安全运行起着至关重要的作用。
我国对现行核电厂抗震设计规范GB50267 －97 的修订工作已经完成，并于2012 年形成了修订送审稿。
本文针对核电厂抗震设计规范GB50267 －97 规范与2012 年修订送审稿的差异，进行了全面的比较研究。
同时，结合美国和法国两国核电标准中有关抗震设计与中国2012 修订送审稿的差异性进行了分析，探究造成不同规范间差异的原因及影响。
关键词: 核电厂; 抗震设计规范; GB50267 －97; ASCE4 －98; ＲCC －G中图分类号: P315 文献标志码: AComparison of nuclear power plant seismic design in chinese and foreign codeLIU Guoqiang2 ，JIN Bo1，3 ，GAO Yongwu1(1． L a bo rat o r y o f Earthquake E ng ineeri ng V ibrati o n，Institude o f E ng ineeri ng M echanics，C E A，Harbin150080，C hina;2．Shando ng Electric P o w er E ng ineeri ng C o nsulti ng Institute C o．td，Jinan250013，C hina;3．Harbin E ng ineeri ngU ni v ersit y，Harbin150001，C hina)A b s t ract:T he code f or seis m ic desi gn of the nuclear pow er plants is an i m por tant part of nuclear pow er code s ys- t em，and it pl ays a vi sital r ol e t o insure the nuclear pow er plant t o shut dow n or keep runni ng s af tl y under the eart h- quake． N ow our count r y has com pleted the r evi si on w or k of the code f or seis m ic desi gn of the nuclear pow er plant GB50267－97，and f orm ed the s ubm itted ver si on in2012．In this paper，it is studied that the di ff erences of di ff er- ent ver si ons of the codes f or seis m ic desi gn of nuclear pow er plant，w hich include GB50267－97and2012s ubm it- ted ver si on． A t the s am e ti m e，the seis m ic desi gn codes of the nuclear pow er standards of the U nited St ates and France are com pared w ith t hos e of C hina，and it als o studied the causes andi nf lunences of the di ff erences bet w een di ff erent codes．Key words: Nuclear power plant; Seismic design code; GB50267 －97; ASCE4 －98; ＲCC －G引言2007 年7 月，日本新泻地震导致柏崎刈羽核电站发生核泄漏事故。
关于核电工程应用隔震技术的可行性探讨
关于核电工程应用隔震技术的可行性探讨1. 引言1.1 背景介绍核电工程是一项高风险的能源领域工程项目，同时也是具有国家安全重要性的重大工程。
随着社会对安全和环保要求的提高，核电工程的安全性也成为焦点。
传统的核电工程设计中，地震是一个重要的安全考虑因素，因为地震会给核电站带来严重的破坏。
为了解决核电工程在地震灾害下的安全问题，隔震技术应运而生。
隔震技术是一种通过设置隔震支座或隔震层将结构体系与地面分隔，以减小结构物受地震影响的技术。
在核电工程中应用隔震技术，可以有效减缓地震引起的结构位移和加速度，保护核电站设备和人员的安全。
隔震技术在其他工程领域已经得到广泛应用，并取得了显著成效，因此在核电工程中引入隔震技术具有良好的发展前景。
本文旨在探讨核电工程应用隔震技术的可行性，分析隔震技术在核电工程中的优势和挑战，探讨隔震技术实施过程中的关键问题，以及对隔震技术在核电工程中的可行性进行分析，为核电工程的安全建设提供参考依据。
1.2 研究目的本文旨在探讨核电工程中应用隔震技术的可行性，通过对隔震技术在核电工程中的概念、应用、优势和挑战等方面进行详细分析，旨在深入了解隔震技术在核电工程中的实际作用和影响。
具体来说，研究目的包括以下几个方面：1. 探讨隔震技术在核电工程中的基本原理和技术特点，深入了解其核心概念及工作机制；2. 分析隔震技术在核电工程中的应用情况，探讨其在不同类型核电站中的实际应用效果；3. 总结隔震技术在核电工程中的优势和挑战，并对隔震技术在核电工程中的发展前景进行展望；4. 探讨隔震技术实施过程中可能面临的关键问题，并提出相应的解决方法；5. 研究隔震技术在核电工程中的可行性，分析其对核电工程安全稳定运行的影响和贡献。
2. 正文2.1 核电工程隔震技术概述核电工程隔震技术是一种应用于核电厂建筑结构的技术手段，其主要目的是在地震等外部自然灾害发生时，能够有效减少核电厂结构物的受力破坏程度，提高核电厂的安全性和稳定性。
某核电站安全壳隔震动力响应规律初探
某核电站安全壳隔震动力响应规律初探
陈杨
【期刊名称】《工业设计》
【年(卷),期】2018(000)001
【摘要】在核电站的运行过程当中,保证其安全可靠是极为关键的,核电厂核岛最重要厂房结构——安全壳是核反应堆承受事故的最后一道安全屏障,对安全壳的抗震设计是核电站设计的重中之重,历来就是国内外土建界关心和研究的重点.隔震结构有别于传统的抗震设计理念,是指在结构底部与基础面之间设置某种隔震装置,既能很好的承担结构的竖向荷载,又因为它的侧向刚度比较低,能够增大结构的自振周期和减小上部结构的地震反应,从而确保上部结构安全.隔震技术已在各国得到了比较广泛的关注,并广泛运用于各种房屋建筑、公路桥梁及结构的加固中.本文对于核电站的安全壳隔震能力进行了评估,通过动力响应规律的考察来对其进一步的发展进行探讨,力求提升核电站的运行稳定性.
【总页数】2页(P114-115)
【作者】陈杨
【作者单位】北京工业大学
【正文语种】中文
【中图分类】TM623
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3.某核电站安全壳隔震动力响应规律初探 [J], 孙锋;潘蓉;王威;路雨
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5.具有隔震构造的核电站安全壳在强烈地震和大型商用飞机撞击下的振动响应分析[J], 李建波;梅润雨;于梦;林皋
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先进核电厂安全壳地震稳定性安全评价
先进核电厂安全壳地震稳定性安全评价
陈来云;黄啸;葛鸿辉
【期刊名称】《结构工程师》
【年(卷),期】2012(028)005
【摘要】采用有限元分析软件ANSYS将核电厂钢安全壳和安全壳内部结构用超单元集成,同时采用接触单元模拟安全壳与核岛底板之间的非线性行为,通过逐步增大地震作用的方法完成非线性计算.在此基础上提出用模型脚趾点与脚跟点的位移与应力输出来研究不同地震工况下的稳定性安全系数,从而完成先进非能动核电厂安全壳的地震稳定性安全评价.
【总页数】5页(P96-100)
【作者】陈来云;黄啸;葛鸿辉
【作者单位】上海核工程研究设计院,上海200092;上海核工程研究设计院,上海200092;上海核工程研究设计院,上海200092
【正文语种】中文
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核电厂隔震结构附加侧向阻尼系统分析模型及减震效果
核电厂隔震结构附加侧向阻尼系统分析模型及减震效果作者：冯祎鑫刘文光潘蓉李韶平来源：《振动工程学报》2023年第05期摘要提出对半埋置/全埋置小堆三维隔震结构附加侧向黏滞阻尼的混合控制系统，达到同时控制水平加速度、水平位移以及摇摆反应且不影响竖向隔震效果的目的。
基于隔震层及侧向阻尼系统变形分析，建立考虑隔震层平动及摇摆的耦合效应和侧向阻尼器协调转动变形的刚体动力学模型。
基于RG1.60谱选取30条地震输入信号开展参数分析，探究阻尼布置参数、附加阻尼力参数及阻尼滞回形状参数对减震效应的影响。
研究发现合理的附加阻尼力与隔震层出力比值区间为10%～20%，最优参数下水平加速度位移可同时分别减小20%，40%，最大摇摆反应减小70%。
选取合理阻尼参数对某真实核电厂模型进行案例分析，摇摆角、加速度、隔震层位移等地震响应指标均减小，边支座受拉现象消失，案例数值模拟结果与参数分析规律一致，也与理论分析吻合。
关键词复合隔震结构; 核电厂; 耦合模型; 参数分析; 减震性能引言全埋置/半埋置的小堆核电厂是未来核电发展的方向之一［1］，利用洞室围岩增加了实体屏障，可减小外部冲击的威胁，提升泄露处置的安全性；同时也面临着更复杂的厂址条件及更高的地震安全要求。
针对全埋置/半埋置的小堆核电厂，开展提升地震安全性研究有重要意义［2］。
三维隔震技术可以满足核电结构多方向的高地震安全需求，是近年来的研究热点之一。
众多学者从理论、模拟及试验等方面对三维隔震技术在核电中应用的可行性进行了研究，同时也发现了一些不可忽视的问题。
三维隔震结构的摇摆反应过大是其中之一，诸多学者针对这一问题进行了研究。
王涛等［3］提出一套由厚层橡胶支座和油阻尼器组成的三维隔震系统，并建立简化模型开展试验研究，结果表明三维隔震系统在水平向具有与水平隔震相当的减震效果，竖向可避开设备敏感周期区间较好地提升安全性，同时发现延长竖向周期可提升竖向隔震效果，但会增加结构摇摆反应。
核岛厂房抗震设计分析
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
RG1.60标准谱与场地谱的对比(竖直向)
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。
10
阻尼比 0.5% 阻尼比 2% 阻尼比 5% 阻尼比 7% 阻尼比 10%
1
加速度（g）
0.1 0.1
1
10
100
频率（Hz）
RG1.60标准设计谱
0.01
加速度：g
0.001
rg1.60 2%阻尼 场地谱 2%阻尼 RG1.60 5% 阻 尼场地谱5%阻尼 RG1.60 7%阻尼 场地谱 7%阻尼
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。
04夏祖讽-核电厂预应力安全壳结构设计研究三十年
中国预应力技术五十年暨第九届后张预应力学术交流会论文 2006年核电厂预应力安全壳结构设计研究三十年夏祖讽王明弹王天真王晓雯黄小林顾俊康（上海核工程研究设计院，上海200233）摘要本文介绍了上海核工程研究设计院从事预应力安全壳结构设计研究工作历时三十年，不断实践，改进探索的经验，可供核电工程及普通民用预应力结构工程设计作重要参考。
关键词预应力混凝土、安全壳、研究、设计1前言自1976年初秦山核电工程决定采用预应力混凝土安全壳结构以来至2006年5月完成了第三代安全壳结构模型的拟动力试验，我院自主设计的预应力安全壳已经一步一个脚印走完了凝结着设计院两代人心血的三十年历程。
为了确保安全，核电厂主厂房的围护结构设计成密闭的保护屏障称作安全壳。
在出现失水事故时能够有效地密闭反应堆厂房内的放射性物质，使周围环境免遭污染。
众所周知，美国的三哩岛核电厂的事故性质与前苏联的切尔诺贝里相似，但三哩岛的核事故并未造成任何人员伤害。
这之中，三哩岛核电厂所设置的预应力安全壳功不可没。
秦山核电厂的安全壳是带浅穹顶有环梁及平底板的立式圆筒形组合壳体结构，内径36m，总高59.6m，筒壁及穹顶厚度除局部加强部位外均为1m，混凝土为C40。
筒体部分设有环向及纵向预应力钢束。
穹顶部分布置了三组互成120 的三层钢束锚固在环梁的外侧。
秦山核电厂的预应力混凝土安全壳自1988年底建成后，通过实体加气压实施结构整体强度验证试验和整体泄漏率试验，均未发现混凝土壳体表面出现结构裂缝，计算变位与实测吻合，压力消失24小时后变形测点的位移恢复在90～99%，显示出良好的结构弹性。
设计的整体允许泄漏率为每昼夜3‰（热态）相当于冷态试验条件合格值为1.65‰而实测值仅为0.45‰，1996年及2004年又作了两次整体泄漏率的在役检查仍为合格。
证实秦山厂预应力混凝土安全壳结构设计是完全成功的。
对秦山厂的安全壳，我院曾作过龙卷风及飞机撞击分析〔2，4〕，也作过极限承载力分析及模型试验研究（5，6）。
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。
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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]。
1.2近期日本的规范性提升日本在2001年前的核电厂抗震设计指南JEAG4601[6]中均无重大的改动，对核电厂的地震输入分为二级，对全厂性的S1级概率为10-4/年，而S2级作为假想地震，仅适用于少数安全最重要的物项，其参考概率约2×10-5/年，绝大多数情形下S2＝1.5S1。
但在2006年版JEAG4601中有了重大改动，只设置S S作为核安全物项的统一考虑，且指出S S （S2）的参考概率水平为10-5/年。
这表明日本事实上赞同美国近期的作法。
2006版JEAG4601直接导致了全日本所有核电厂址的地震动设计值与2001年版的S2相比均有1.2~1.62倍的提升，这种做法在其他国家中恐难以实现。
按日本2007年7月16日新泻6.8级地震及2011年3月11日的东日本海域9.0级地震对其邻近核电厂柏崎刈羽及福岛核电厂的[收稿日期]2013-01-15[作者简介]夏祖讽（1941―），男，浙江镇海县人，研究员级高级工程师，研究方向为核工业土建；E-mail：xiazf@地震实测记录看，核电厂确实会遭遇超设计的大地震这已是客观存在的事实。
因此日本2006年版抗震设计指南JEAG4601所确定的地震设计输入提升要求真是非常及时且完全有必要。
1.3我国核电厂抗震设计值的现状及趋势我国对核电厂抗震设计输入值的规范性要求，大致一直沿用美国20世纪70年代标准的作法，迄今尚未有新的规定出台。
上海核工程研究设计院（以下简称上海核工院）自主设计的全国首个核电厂秦山核电一期的SSE=0.15g，出口巴基斯坦的恰希玛软地基厂址自由场SSE=0.25g，均直接引用RG1.60地面设计反应谱[1]。
国内20世纪80年代从法国引进的M310机组的标准输入值为0.2g（采用RG1.60谱）能适用于已建的所有厂址。
近年所引进的第三代核电AP1000机组的抗震设计标准输入值已高达0.3g（水平向及竖向），且采用RG1.60修正谱（高频有所提升）。
它的标准设计输入值已可覆盖目前已建和在建的我国所有核电厂址的需求。
今后我国如继续在江苏北部、福建、广东沿海等地区再选核电新厂址，至少在上海核工院的普选报告中已经出现SSE高估值可能超过0.3g的实例。
况且我国台湾地区所有已确定的核电厂址的SSE均达到0.4~0.5g。
不管我国核安全当局在今后对核电厂址的设计地震动输入确定新规定何时出台，站在日本福岛事件经验教训的角度看，我国政府已表示对核电安全标准应与国际上最严最先进的标准接轨，因此从美国和日本的做法来看，今后对核电厂设计地震输入值的提升趋势是不可改变的。
上海核工院作为核电设计企业已自行制订出比现行国际更严的院标来适应可能的提升。
1.4国外核电厂抗震设计幅值的统计根据国际原子能机构（IAEA）的统计资料，截至2011年年底，全世界正在运行的核电机组共约435台。
2011年年初有441台在运行，且在2011年年底又有7台新机组投运，但自3月福岛事件后，已有13台正式宣布其永久关闭（包括福岛的1~4号机组，德国的8台和英国的1台老机组，但不包括日本临时停运机组）。
这435台机组中，经上海核工院核查，抗震设计输入幅值超过0.3g的机组主要集中在日本所有的五十余台、我国台湾地区的所有机组以及美国西海岸的5台机组（Diablo Canyon2台0.4g，San Ono-fire3台分别为0.5~0.67g）。
当机组抗震设计输入幅值控制在0.3g时已能覆盖世界在运行机组的85%以上。
即使按现在执行的美国和日本的最新抗震设计输入确定标准，地震设计输入幅值超过0.6g的机组，全世界仅16台，即日本滨冈厂址的5台机组各0.8g，日本敦贺厂址两台机组为0.65g，日本柏崎刈羽厂址7台机组及美国圣奥诺弗莱的2#/3#机组为0.67g。
它们占全世界已运行机组总量约4%。
即按0.6g地震设计输入幅值标准，已可覆盖全世界96%机组的设计需求。
目前除上述提及的435台机组外，全世界还有近50台机组正在筹建或暂时处于停建状态（2011年年初在建65台，年底已投运其中7台）。
虽然核电总机组的确切统计值难于十分准确，不过这其中也只有个别机组的地震设计输入值大于0.3g，如日本大间1号0.45g，岛根3号0.6g。
新厂址处于日本、伊朗、土耳其、印度尼西亚等地震高发区的新核电项目，地震动设计幅值超过0.3g的需求应该仍存在。
不过笔者估计，自2011年福岛事件后，凡机组的地震动设计输入幅值超过0.6g的新厂址，可能再也不会被所在国的政府批准，因为这么高的地震设计幅值给核电机组所带来的安全功能风险较大，除非采用核岛基础隔震措施控制核岛结构在0.3g之内。
2面对今后核电厂地震输入提升趋势的应对策略2008年5月12日发生在我国汶川的8.0级大地震给我国造成了突发灾难。
2001年出版的我国地震动峰值加速度区划图（GB18306―2001）将汶川至青川的震中区均列入7度0.1g的范围，而震中区实际震害却高达约10度0.4~0.8g。
可以说震中区场地实际加速度已达原区划值的4~8倍。
设想汶川附近区划7度0.1g地区的硬地基上假如建有核电厂，按7级区划我国实际已建和在建核电厂所确定的SSE多在0.2g以内（如大亚湾、岭澳、阳江及田湾等厂址）。
位于汶川附近这种假想的硬地基上核电厂在汶川地震中可能会遭遇接近2倍SSE（0.4g）的超设计大地震袭击。
为了应对核电厂址有可能出现的超设计大地震，2008年年底上海核工院通过研读美国和日本近十年间对核电厂抗震设计幅值的规范提升做法，认识到今后新核电厂地震输入概率将会处于万年至十万年一遇回归周期之间。
根据美国Kennedy教授的通俗说法，相对传统的万年一遇SSE水平，新的核电厂地震输入实际放大系数DF在美国大致会是之前数值的1.0~1.8倍[5]。
我国核安全局目前虽未出台对核电厂地震设计输入幅值提升的具体要求，但上海核工院作为核电设计企业，出于自身抗震设计储备，在院内先制订出比国际标准更严的院标准以考虑“超设计基准地震”名义来应对我国新一代核电厂抗震设计输入的可能提升。
自定的院标准主要是参照美国近年的操作实践，按我国不同地震烈度区划厂址的风险曲线（hazard curves）斜率特征定性不同，把厂址设计反应谱的放大系数DF分成三档在1.0~2.0之间加以框定。
即对低烈度区DF暂取1.5~2.0；中等烈度区DF暂取1.2~1.5，高烈度区DF取1.0~1.2。
对我国的低地震烈度区，其基本烈度区划为6度0.05g，该区已建或在建核电厂址现行SSE多在0.15g附近，而AP1000机组设计证书上的地震输入标准值为0.3g，上述DF取1.5~2.0的院标准目标值均已满足，故对该区厂址无需额外采取技术措施。
对我国的中等地震烈度区，基本烈度区划为7度0.1g，该区已建或在建核电厂址现行SSE约为0.2g，个别未建厂址（可行性研究阶段）SSE也有>0.25g的实例。
由于自定院标准的放大系数DF=1.2~1.5，因此上海核工院将在院外地震专家指导下，视厂址具体特征不同，分别执行对机组抗震设计作复核或不得不考虑采用基础隔震技术措施来应对。
对我国高地震烈度区，基本烈度区划为8度0.2~0.3g（如台湾地区），该区厂址地震风险曲线的斜率普遍较陡，目前台湾地区核电厂址SSE多为0.4~0.5g，按自定院标准放大系数DF=1.0~1.2。
如由上海核工院自主设计AP1000系列机组，所考虑的超设计基准地震幅值将会达到0.6g，此时必须采用基础隔震设计来确保新一代核电厂抗震设计的安全性。
按上海核工院标准要求开设AP1000机组核岛基础隔震课题的动机主要是为设计院今后在国内外核电SSE>0.3g的项目投标承接作技术储备的必要手段。
3国内外核岛基础隔震设计概况3.1高烈度区厂址采用基础隔震设计的必要性目前全世界采用常规非隔震设计的核电厂标准抗震能力已突破了之前流行的0.2g，例如，我国最近引进的三代AP1000机组标准抗震设计能力已高达0.3g（自由场水平向及竖向）。
该机组标准设计厂址条件包络了六种有代表性的地基支承介质，从极硬质岩石场地到中硬土场地（V S>300m/s）集中体现了当代抗震标准设计的最先进水平。
经上海核工院对该机组的抗震设计技术消化吸收后，在对该机组标准设计所作的抗震裕度评估报告中发现，该机组的高置信度低失效概率（HCLPF）的裕度地震值刚好符合1.67SSE的要求即达到0.5g水平。
根据抗震裕度评估报告，整套机组的抗震能力提升的瓶颈正是机组设计中某些薄弱环节如反应堆堆内构件和堆芯组件及某些重要的电气仪表，只要它们目前流行的设计技术和制造工艺没有取得关键性的突破，按常规非隔震抗震设计的核电厂在遵循现行规范的前提下要突破0.3g是困难的，只不过是在挖掘这些薄弱环节抗震分析中的强度裕量。