核电厂抗震设计谱的发展与问题综述
核设施抗震设计中的设计地震反应谱
１ 国 际 原 子 能机 构 推 荐 的 用 于 其 他 核 设
施 设 计 的 设 计 地 震 反 应 谱
１ １ 其他 核 设 施 的特 点 ． 除核 电厂 以外 其他 核 设 施具 有 以下 特点 ：
（ ） 与核 电厂 相 比 ，其 项 目投 资 相 对 有 １ 限 ，用 于厂 址 勘察 的费用 也 不 像 核 电 厂那 么充 裕 ，因 此 厂 址 调 查 的 范 围不 可 能 像 核 电 厂 那 么大 ； （ ） 与 常 规 设 施 相 比 ，其 他 核 设 施 中包 ２
摘 要 ：对 于除核 电厂 以外 的其 他 核设 施 ， 国际原 子 能机 构 的技 术 文件 中推 荐使 用
一
组 适 用 于不 同场 地 情 况 的 标 准设 计 反 应 谱 。通 过 研 究 分析 其 特 点 ，并 将 Ｇ ５ ０ Ｂ０ ｌ １—
２１ ０ ０规 范 中推 荐 的 设计 反 应 谱 与 其 他 核 设 施 反 应 谱 相 对 比 ，为核 设 施 设 计 中适 当 选择 设 计反 应 谱提 供 参 考 。 关键 词 ：其他 核 设 施 ；设 计 地震 反 应谱 ；外 部 事件 分 类
随着 现 代工 业 的发 展 和 人们 生 活 水 平 的 不 断 提 高 ， 日常 的生产 生 活 对 于 电 力 的需 求 日益 增 长 。从 发 展清 洁 能源 的角 度 出发 ，我 国正 在 规 划建 设 更 多 的核 电站 以及 与之 配 套 的其 他 核
设 施 。 由于 核 电厂 和其 他 核设 施 中包 含 有 放 射 性 物 质 ，对 社 会 和 环 境 具 有 潜 在 的 安 全 影 响 。
施 的抗 震设 计 ，从而 使设 计 达 到 经 济 性 与 安 全
最新核电站抗震分析
核电站抗震分析------------------------------------------作者xxxx------------------------------------------日期xxxx核电站抗震分析摘要核电站抗震性一直是核电站设计的主要问题之一随着此间题各方面研究的深人和研究手段的进步,核电站的抗展计算理论也在不断发展本文试图根据已有的资料，在核电站抗展问题的一些主要方面地展输人参数的确定,抗展计su算理论,结构与地基的相互作用 ,逐层加速度谱及反应谱的确定,建筑物及设备的抗展计算，地基、基础及地下建筑的抗震计算等研究状况作一些综述，并在此基础上展望一下需要解决的问题关键词：核电站抗震分析结构及设备抗震性抗震安全社会背景:20１1年0３月１4日，日核电站面临再爆炸风险抗震能力设计不足惹祸;2010年的伊朗6。
5级地震;2008年的四川地震等，这些地震摆在我们人类的面前不得不说,我们研究核电站的防震能力不仅与核电站的结构和地基等宏观因素有关,而且也和微观设计因素有关，例如窗户玻璃的防护、书架和安全柜的摆设以及吊灯的设计等等，必须综合考虑各种因素才能把地震灾害减少到最低限度目录:一抗震分析的目的；二,抗震计算理论三结构与地基的相互作用四结语一抗震分析的目的;抗震分析的三个任务:1．确定地震任务2．计算核电站的抗震反应3．最基本的要求是保证设备在正常环境下和地震载荷下能够正常运行,并执行其原有的功能•抗震分析思路：设计地震和抗震设计(1）外部荷载、地震作用→结构→结构响应→结构设计。
（2)输入结构响应、其它输入条件→设备→设备响应→设备设计、实验鉴定。
核电厂抗震分析的特点:1、对于抗震分析和地震安全评估，具有严格的法规、标准和安全导则体系选址:HAＤ1０１／01、ＲG1.165、NS-G——分析/设计:HAD102/02、GB50267、ＲCC—G、ＡSCE ４-8６(89）、ＳRP 、NＳ—Ｇ-1。
核电厂抗震分析
核电站抗震分析摘要：核电站抗震一直以来都是从设计、建设到运行时主要考虑的因素之一。
拥有足够强度的结构，是发生地震时保证核电站各个设备的完整性，防止放射性物质向厂外泄露的必要条件。
不同地区对核电站的抗震级别要求不同，需要根据当地的需求来设计、建造。
随着核电发展和研究手段的进步，人类对核电站的抗震领域具有了较为成熟的经验和知识。
本文根据日本福岛第一核电站事故，对核电站抗震问题进行简要分析，以及展望第三代反应堆AP1000、EPR在应付地震时的新措施。
关键词：核电站抗震、强度结构、完整性、第三代堆、新措施核电站正常运行时不失为我们生活中的清洁能源，但核电站又具有很高的社会危险性，与一般工业建筑及民用建筑相比，核电站需具有较高的抗震要求。
根据已经形成的国际惯例，核电站设计时要求依据两个地震危险水平进行。
即：运行基准地震和安全停车地震。
运行基准地震水平是核电站利用期间可能预计到的最大地震；安全停车地震水平是核电站场地内最大的可能性地震。
对于核电站中，不管是建筑物及系统、设备及单元，某一元素的损坏都有可能导致核电厂放射性物质向周围环境泄露，对居民的健康和环境构成威胁。
因为不同地区的核电站强度要求性能不同，所以要根据当地的实际情况来对核电站强度进行设计、建造，从而防止不必要的浪费。
2011年3月11日，日本附近海域发生了9.0级的地震，随之而来的是地震引起的10m高的海啸。
福岛第一核电站的6台机组在地震时都紧急停堆，并启用了应急设备。
但是海啸带来的海水将核电站备用的才有发电机给淹没，造成停堆后的堆芯的余热无法排除，引起堆芯的温度升高，堆芯融化，并引起堆芯燃料包壳锆和水蒸气发生反应，产生氢气，在安全壳内发生了爆炸，爆炸炸掀了安全壳的顶部，是防止放射性物质泄露的最后一层保护屏障也破坏了。
最终导致了核电厂历史上的仅次于上世纪切尔诺贝利核电站放射性物质外泄的重大事故。
对于此次人类发展核电史的灾难，我们发现面对于这样的大自然灾害，虽说地震级数和海啸浪高是导致福岛第一核电站发生事故的根本因素，但仔细想想，对于这样的核电事故，只要我们刚开始从设计、建造时考虑到以下所说列举问题，悲剧绝对不是无可避免的。
对现行核电站抗震设计规范中若干问题的讨论与建议
对现行核电站抗震设计规范中若干问题的讨论与建议钱国桢1孙宗光2倪一清3（1. 原杭州市抗震办公室，杭州310016；2. 大连海事大学，大连116026；3. 香港理工大学，香港）提要：基于公开文献，对我国现行的核电站抗震设计规范中的若干问题进行了讨论。
指出现行规范在安全标准、解耦准则、概念设计等方面的不足。
我国现行的核电站抗震设计规范落后于实际建设需要，重新修订我国核电站抗震设计规范应该是当务之急。
就多道设防、变位与位移限值、地下结构的计算模型、土体斜坡的地震抗滑移安全系数、减振隔振、健康监测、抗震性能设计等方面，对修订规范提出了若干具体建议。
特别强调了对核电站抗震概念设计的重要性，同时要加大有关核电站抗震基本理论与应用技术研究、计算软件开发的力度。
关键词：核电站，抗震设计规范，概念设计，建议Discussions and Suggestions about the Code for SeismicDesign of Nuclear Power PlantsQian Guozhen1Sun Zongguang2Ni Yiqing3(1. The Hangzhou anti-seismic office, Hangzhou 310016; 2. Dalian maritime university, Dalian 116026;3. The Hong Kong polytechnic university, Hong Kong)Abstract：Based on public literature, some problems in the current standard of aseismatic design of nuclear power plants in China are discussed. Some defects of current standard in safety standards, decoupling criteria, concept design and so on are pointed out. China's current standard of nuclear power plant aseismatic design fall behind the actual construction need. It is urgent for us to revise the standard of aseismatic design for nuclear power plant. Some specific suggestions for standard revising are put forward including multi-channel fortification, vibration reduction and isolation, health monitoring, seismic performance design and so on.The importance of concept aseismatic design for nuclear power plants is specially emphasized. Also, it should be given more attention and effort on the basic theory, applying technology and computer software about earthquake resistant of nuclear power plant.Keywords：Nuclear Power Plant, Code for seismic design, Concept design, Suggestions.1. 引言自日本福岛第一核电厂由于地震而造成核泄漏事故以来，人们普遍对核电站的抗震安全产生了怀疑。
核电站抗震研究综述
核电站抗震研究综述
戚承志;钱七虎
【期刊名称】《地震工程与工程振动》
【年(卷),期】2000(20)3
【摘要】核电站抗震性一直是核电站设计的主要问题之一．随着此问题各方面研究的深人和研究手段的进步，核电站的抗震计算理论也在不断发展．本文试图根据已有的资料，在核电站抗震问题的一些主要方面（地震输入参数的确定，抗震计算理论，结构与地基的相互作用，逐层加速度谱及反应谱的确定，建筑物及设备的抗震计算，地基、基础及地下建筑的抗震计算等）研究状况作一些综述，并在此基础上展望一下需要解决的问题．
【总页数】11页(P76-86)
【关键词】地震动输入参数;土-结构相互作用;抗震;核电站
【作者】戚承志;钱七虎
【作者单位】北京建筑工程学院土木系;中国工程院土木水利与建筑学部
【正文语种】中文
【中图分类】TM623.1
【相关文献】
1.核电站用抗震型风冷冷水机组的抗震鉴定试验研究 [J], 张景卫;李逸进;黎健伯;叶松梅
2.核电站工程抗震研究进展综述 [J], 沈力生
3.关于核电站中带钢丝绳减震器的风机的抗震性能研究 [J], 王平
4.核电站安全级DCS机柜结构抗震分析及试验研究 [J], 刘明星;杨静远;王东伟;马权;吴志强
5.核电站安全级DCS机柜结构抗震分析及试验研究 [J], 刘明星;杨静远;王东伟;马权;吴志强
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核电站建筑结构的抗震分析与设计
核电站建筑结构的抗震分析与设计核电站是一个复杂的建筑系统，其结构设计必须经过严格的抗震分析和设计。
在地震频繁的地区，核电站的抗震性能显得尤为重要。
本文将对进行深入探讨，旨在提高核电站的安全性和可靠性。
首先，核电站作为国家重要的能源设施，在设计和建设之初就应当考虑地震对其可能造成的影响。
地震是一种自然灾害，其破坏力巨大，如果核电站在地震发生时无法承受地震力的作用，后果将不堪设想。
因此，核电站的抗震设计至关重要。
抗震设计的首要任务是确定设计地震动参数，即确定地震烈度、加速度谱、持续时间等参数，这些参数将直接影响到核电站结构的设计。
其次，核电站建筑结构的抗震设计需要满足一系列的技术要求和规范标准。
《核电站抗震设计准则》对核电站的抗震设计提出了具体要求，包括确定设计基准地震动、进行结构分析和验算、设定设计地震作用效应等。
此外，核电站建筑结构的抗震设计还需满足国家相关的建筑抗震规范，确保其在地震作用下不发生倒塌、垮塌等破坏。
在进行核电站建筑结构的抗震分析时，需要考虑多种影响因素，如土壤条件、建筑结构形式、材料性能等。
土壤条件是影响核电站抗震性能的重要因素之一，地基土的承载能力、地震波传播速度等都将直接影响到核电站结构在地震作用下的响应。
建筑结构形式也是影响核电站抗震性能的关键因素，结构的抗震性能与结构形式的选择密切相关，如钢结构、混凝土结构、钢混结构等，不同结构形式在地震作用下的受力性能各有差异。
材料性能是决定核电站结构承载能力的重要因素，建筑结构所使用的材料必须符合相应的技术标准，具有足够的强度和韧性，才能确保核电站在地震作用下的安全性。
除了考虑单个因素的影响外，还需要通过综合分析来评估核电站结构在地震作用下的整体响应。
抗震分析通常采用静力分析和动力分析相结合的方法，通过建立数学模型和进行计算仿真，确定核电站在地震作用下的变形、应力、位移等参数，以评估结构的安全性和稳定性。
动力分析是核电站抗震设计中的重要环节，通过动态求解核电站结构在地震作用下的响应，可以更加真实地反映核电站结构的动态性能，为结构的合理设计提供参考依据。
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。
核电工程结构抗震设计研究综述(Ⅱ)
。
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（） １
基 的动力 相互 作 用 问题 。但 是 ， 目前 比较 广泛 采 用 的
结构 一地 基 动力 相互作 用 模型 主要 都建立 在 均质无 限 地 基 假定 的基 础 上 。例 如 ， 界 元 或无 穷 边 界 元 模 型 边 都主 要按 均质 地基 进 行 推 导 ； 射 边 界模 型 主要 建 立 透
３
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度显 著 高于 两侧 围岩 ； 国 另一 核 电厂 核 岛 地基 开 挖 我 中发 现 强风化 与 中风 化 片 麻 岩 捕虏 体 ， 分 布 随深 度 其 发 生不 规则 变化 。核 岛地 基 的抗震 适应 性成 为需 要解 决 的关键 技术 问题 。求 解 复杂 不均 质地基 对 核 电结 构 及 设 备 地 震 响 应 的影 响 ， 及 到 求 解 结 构 与 无 限 地 涉
核 电工 程结 构 是一 个 复 杂 的力 学体 系 ， 抗震 设 其
计 涉及 的内容 很 多 ， 文 献 ［ ］ 在 １ 中介 绍 各 国 核 电 工 程
抗 震设 防标 准 、 比较 各 国核 电 工程 抗 震 设 计 规 范 的基
在平 面波传播 的基 础 上 ， 只 能适 用 于均 质 地基 的条 也
适 于非 均质非 等 向地 基 的 动力 相 互 作 用分 析 ； 阻尼 影
响抽 取 法 （ ａ ｉｇ—Ｓ ｌｅｔ ｘｒｃ ｏ Ｄ ｍｐｎ ｏ ｎ —Ｅ ｔ ｔ ｎ—Ｍｅ ｏ ） ｖ ａｉ ｔ ｄ 则 ｈ
可 以较好 地反 映 近场非 均匀 地基 的影 响 。大连理 工大
学工 程抗 震研 究所 研究 开发 了这 方面 的相关 程序 。
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［ 提
要］ 抗 震 设 计 谱 是 核 电厂 抗 震 设 计 的 主 要 依 据 。 核 电 设 计 谱 的 表 达 多 采 用 直 线 分 段 式 方 法 ， 一 般 由 固 定 的设 计 谱 形
Ｔｈｅ ｅ ｖ ｏ ｌ ｕ ｔ ｉ ｏ ｎ ｏ ｆ ｎ ｕｃ ｌ ｅ ａ ｒ ｄ ｅ ｓ ｉ ｇ ｎ ｓ ｐ ｅ ｃ ｔ ｕ ｍ ｉ ｒ ｓ ｓ ｉ ｍｐ ｌ ｙ ｒ ｅ ｖ ｉ ｅ ｗｅ ｄ ｉ ｎ ｔ ｈｅ ｐａ ｐｅ ｒ ，ｄ ｉ ｆｅ ｒ ｅ ｎｔ ｍｅ ｔ ｈｏ ｄ ｓ ｕｓ ｅ ｄ ｔ ｏ ｄｅ ｖ ｅ ｌ ｏ ｐ ｄ ｅ ｓ ｉ ｇ ｎ ｓ ｐ ｅ ｃ ｔ ｒ ａ ａ ｒ ｅ ｉ ｎ ｔ ｒ ｏ ｄ ｕｃ ｅ ｄ，ｔ ｈ ｅ ｃ ｏ ｍｐａ ｒ ｉ ｓ ｏ ｎｓ ａ ｎ ｄ ｃ ｏ ｍｍｅ ｎｔ ｓ ａ ｒ ｅ ｄｅ ｒ ｉ ｖ ｅ ｄ． Ｍａ ｉ ｎ ａ ｐ ｐｒ ｏ ａ ｃ ｈｅ ｓ ｏ ｎ ｔ ｈ ｅ ｃ ｏ ｎ ｓ ｔ ｒ ｕ ｃ ｔ ｉ ｏ ｎ ｏ ｆ ｎ ｕ ｃ ｌ ｅ ａ ｒ ｒ ｅ ｓ ｐ ｏ ｎ ｓ ｅ ｓ ｐ ｅ ｃ ｔ ｒ ｕｍ ａ ｒ ｅ
ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ
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第 ３ ５卷 第 ６期 ２ ０ １ ３年 １ ２月
工 程 抗 震 与 加 固 改 造
Ｖ０ １ ． ３ ５． Ｎｏ ． ６ Ｄｅ ｃ ．２ Ｏ１ ３
Ｅａ ｒ ｔ ｈｑ ｕ ａ ｋｅ Ｒｅ ｓ ｉ ｓ ｔ ａ ｎ ｔ Ｅｎ ｇ ｉ ｎ ｅ ｅ ｒ ｉ ｎ ｇ ａ ｎ ｄ Ｒｅ ｔ ｒ ｏ ｆ ｉ ｔ ｔ ｉ ｎ ｇ
与 具 有 一 定 保 证 概 率 的 地 震 动 幅值 共 同组 成 。 本 文 简 要 回 顾 了 核 电设 计 谱 的 发 展 历 程 ， 介 绍 了 核 电 厂 抗 震 设 计 谱 的 研 究 现 状， 对 不 同 统 计 拟 合 设 计 谱 的 方 法 做 出 了评 价 ， 对 核 电 设 计 谱 的 主 要 确 定 方 法 进 行 了 比较 和 分 析 ， 探 讨 了统 一 危 险性 谱 在 核 电抗震应 用中的问题 ， 为 我 国 核 电 设 计 谱 的进 一 步 研 究 与 发 展 提 出了 些 许 看 法 和 建 议 。 ［ 关键 词 ］ 地震 动 ； 反应谱 ； 核 电厂 ； 抗 震 设 计 谱 ［ 中图分类号 ］ Ｔ Ｕ ２ ７ １ ． １ ［ 文献标识码 ］ Ａ
［ 文章编号 ］ １ ０ ０ ２ － ８ ４ １ ２ （ ２ ０ １ ３ ） ０ ６ — ０ ０ ０ １ — ０ ７
Ｄ Ｏ Ｉ ： １ ０ ． ３ ９ ６ ９ ／ ｊ ． ｉ ｓ ｓ ｎ ． １ ０ ０ ２—８ ４ １ ２ ． ２ ０ １ ３ ． ０ ６ ． ０ ０ １
核 电厂 抗 震 设 计 谱 的 发 展 与 问题 综 述