秦山核电站二期扩建
秦山二期扩建机组EH油系统运行分析
秦山二期扩建机组EH油系统运行分析作者：郝征东刘巍楠肖军姚瑜周鹏来源：《科技视界》 2015年第16期郝征东1 刘巍楠2 肖军1 姚瑜1 周鹏1（1.中核核电运行管理有限公司，浙江海盐 314300；2.浙江万纳神核机电工程有限公司，浙江海盐 314300）【摘要】本文主要介绍了秦山二期扩建工程汽轮发电机组EH油系统的流程、功能以及系统的运行与控制、主要部件的运行原理以及相关定期试验的执行步骤，使读者对EH油系统的运行原理有一个比较清晰的认识，为更好的运行和维护打下理论基础。
EH油系统是汽轮机控制及保护系统的重要组成部分，它的稳定运行是保证汽轮发电机组安全、稳定运行的前提条件。
【关键词】隔膜阀；有压回油；OPC/AST电磁阀；危急遮断器1 EH油系统功能与组成1.1 功能汽轮机调节油系统向控制汽轮机进汽阀的阀位伺服执行机构和汽轮机超速保护控制器及自动停机脱扣装置提供高压动力油，满足汽轮机在各种运行工况下对高压动力油的需求，包括油量、油压和油温的需求。
本系统是一个单元闭环流动的油系统，阀门执行机构、超速保护控制器和自动停机脱扣装置的排油回流到储油箱中。
1.2 系统组成系统由供油部分、执行机构部分、危急遮断部分组成。
1.2.1 供油部分分为供油装置、自循环冷却系统、油再生系统以及油管路及附件。
1）供油装置供油装置的主要功能是提供控制部分所需要的液压油及压力，同时保持液压油的正常理化特性和运行特性。
由交流马达驱动高压柱塞泵，通过油泵吸入滤网将油箱中的抗燃油吸入，油泵出口的油经过压力滤油器通过单向阀流入和2个高压蓄能器联接的高压油母管将高压抗燃油送到各执行机构和危急遮断系统。
泵输出压力可在0－21MPa之间任意设置。
本系统允许正常工作压力设置在11.0～15.0MPa，额定工作压力为14.5MPa。
油泵启动后，以全流量向系统供油，同时也给蓄能器充油，当油压到达系统的整定压力14.5MPa时，高压油推动恒压泵上的控制阀，控制阀操作泵的变量机构，使泵的输出流量减少，当泵的输出流量和系统用油流量相等时，泵的变量机构维持在某一位置，当系统需要增加或减少用油量时，泵会自动改变输出流量，维持系统油压在14.5MPa。
中国核电项目汇总
前言进入新世纪以后，在“积极推进核电发展”方针的指导下，中国政府制定了核电“2020年建成4000万千瓦，在建1800万千瓦”的规划目标，核电进入一个快速发展的阶段。
2005年以来，在国家的支持下，广东、浙江、辽宁、福建、山东等沿海地区正在建设一批新的核电站，与此同时，在电力需求的强力推动下，湖北、湖南、江西、安徽、四川、重庆等内陆省市也在竞相成为我国第一批内陆核电站的所在地，过去几十年只能在沿海地区发展核电的格局正在被打破，核电建设正向我国内陆地区迈进。
2008年初，突如其来的冰雪灾害进一步引起政府的思考，加大了发展核电的决心，且有大大增加原定规划目标的迹象。
鉴于对核电发展的关心，鄙人收集了大量资料，现将中国内陆的核电项目简单编辑，以供关心核电发展的同仁参考。
本汇编中，包括已建核电项目、在建及即将开工核电项目、拟建核电项目三部分。
由于国家政策（比如电力体制改革）及宏观环境（比如四川地震影响）变化，所编项目的准确性不代表最新情况；由于鄙人水平有限及时间仓促，疏忽、错误之处难免，敬请谅解。
备注：本资料仅凭个人兴趣编制，代表个人观点，仅供参阅、交流。
王仁松二○○八年六月二十七日目录第一章已建核电项目 11、大亚湾核电站12、岭澳一期核电站13、秦山核电站（一期）24、秦山二期核电站35、秦山三期（重水堆）核电站46、田湾核电站4第二章在建及即将开工核电项目 61、岭澳核电站二期62、阳江核电站一期73、台山核电站74、红沿河核电站一期75、福建宁德核电站86、福清核电站97、三门核电站一期98、秦山核电厂扩建项目（方家山核电工程）109、秦山核电站二期扩建1010、山东海阳核电站11第三章拟建核电项目121、吉阳核电站一期（安徽）123、桂东核电站（广西）134、白龙核电站（广西）135、海南核电（海南）136、大畈核电厂（湖北）147、小墨山/九龙山核电站（湖南）148、桃花江核电站（湖南）149、常德核电站（湖南）1410、大唐华银核电厂（湖南）1511、三明核电站（福建）1512、漳州核电（福建）1513、吉林核电站（吉林）1514、辽宁第二核电厂（辽宁）1515、徐大堡核电站（辽宁）1616、广东第四核电——汕尾的甲东或揭阳的乌屿（广东）1617、广东第五核电——肇庆或韶关（广东）1618、荷包岛核电站（广东）1619、河源核电站（广东）1621、岭澳核电站三期（广东）1722、四川核电站（四川）1723、重庆石柱核电厂（重庆）1724、江西核电——彭泽帽子山和万安烟家山（江西）1725、石岛湾核电站（山东）1726、红石顶核电（山东）1827、田湾核电站二期（江苏）18第一章已建核电项目（1/2）说明：中国核电从1985年开始起步，在1985年到目前的23年间，一共建设了11台核电机组，总装机容量为910万千瓦。
秦山核电二期扩建反应堆安全壳预应力施工技术
秦山核电二期扩建反应堆安全壳预应力施工技术摘要秦山核电二期扩建工程的是我国自主设计、自行建造的2×600mw 压水堆核电站,反应堆安全壳为内部有钢衬里的预应力混凝土结构,采用后张有粘结预应力体系的反应堆安全壳。
本文介绍了该工程的预应力施工技术及施工经验。
关键词安全壳;预应力;张拉施工中图分类号tl3 文献标识码 a 文章编号1674-6708(2010)18-0080-021 工程概况秦山核电二期扩建核电站是在原二期的基础上扩建的,共2个反应堆,分别为3#、4#反应堆,由基础底板、筒身和穹顶3部分组成。
安全壳预应力张拉系统为法国freyssinet公司k系列后张群锚体系。
预应力筋分为竖向、水平和穹顶束3种。
竖向束下端锚固于预应力廊道顶板,上端锚固于环梁的顶面,钢束类型为36t16,共144 束,沿筒体一周均匀布置;水平束两端交错锚固于两个扶壁柱的两侧,钢束类型为19t16,共199束,为全圆周的曲线束,沿高度方向分内(r=19 030mm)、外(r=19 230mm)两层交错布置;穹顶束两端均锚固于环梁的外侧,钢束类型为19t16,共174束,由三组互成120°的三层钢束组成。
2 预应力施工机具和材料2.1 张拉设备本工程采用的千斤顶为法国进口的张拉千斤顶。
6台前置式k500f型液压双向穿心式千斤顶,最大张拉力为4905kn,最大行程为250mm,主要用于张拉水平束和穹顶束;4台k1000千斤顶,最大张拉力为8 945kn,最大行程为250mm,主要用于张拉竖向束;1台c30千斤顶,最大张拉力为310kn,最大行程为180mm,主要用于单根钢绞线张拉后的松锚和钢绞线滑丝时的补张拉。
2.2 穿束机freyssinet公司2v型双速电动穿束机,共3台,有0.6m/s和2.40m/s两档穿束速度,用于将单根钢绞线穿入孔道内。
2.3 锚固系统材料本工程的预应力锚固系统采用的是法国原装进口的freyssinet公司k系列后张群锚体系,该体系是专门为反应堆安全壳而设计,由锚头及夹片、承压板、喇叭口、灌浆连接器、灌浆帽等组成。
凝汽器钛管焊接质量控制
焊 接期 间严 禁在 焊 接 区域 上 下 及左 右 使 用 明火 ，
５ ・ 接质量控制与管理・ ４ 焊
焊 接 技 术
第４ ０卷 第 ５期 ２ １ ０ １年 ５月
如 确需 使用 明火 则 必须 办理 使用 明火 工作 票 ，并有 专 人 监护 ．火 焰及 火 星喷 射方 向严禁 朝 向焊 接 区域 。焊
质 量要 求 高 。 本 文 通 过 常 规 岛凝 汽 器钛 管 焊接 过 程 中的 质 量 控 制 ，介 绍 了凝 汽 器 钛 管 焊 接 各 工序 的难 点及 质 量控 制 重 点 ， 为其 他 核 电 项 ｌ凝 汽 器钛 管焊 接 质 量 控 制 积 累 了一 定 的 管 理 经 验 。 ｆ 关 键 词 ：核 电 ；钛 管 ；Ｔ ２ ２ｇ 焊 接检 验 Ａ ＋０ ；
Ｗｅｄｎ ｅｈ ｏ ｇ ｏ． ｏ５ Ｍａ ０ ｌｉｇＴ ｃｎ ｌ ｙ Ｖ １ ０ Ｎ ． ｏ ４ ｙ２ １ １
文章编号 ：０ ２ ０ ５ ２ １）５ ０ ５ — ３ １０ — ２Ｘ（０ １ — ０ ３ ０ ０
・ 接质 量 控 制 与 管 理 ・ ５ 焊 ３
凝 汽 器 钛 管 焊 接 质 量 控 制
夏 永 红
（ 北京 四达 贝克 斯 工 程 监 理 有 限 公 司 ，河 北 石家 庄 ０ ０ １ ） ５ ０ ９
摘 要 ：秦 山核 电站 二 期 扩 建 工程 是 我 国 自行 设 计 、 建 造 的 压 水堆 核 电 站 。 在 工 程 建 造 阶 段 ，根 据 各 子 项 、 系统 不 同的 质 量 等 级 ，对 所 涉及 的 焊 接 方 法和 焊 接 质 量提 出 了不 同 的 质 量 要 求 ， 对 常 规 岛设 备 以及 管 道 系 统 的 焊 接 质 量 要 求 中 ， 以凝 汽 器 钛 管 焊 接 技 术难 度 大 、气 ．～ ｓ ｍ
秦山核电二期扩建工程4#机组压力容器安装前阶段计划工期的风险评估和影响分析
应 用科 学
１ ３ ７
秦 山核 电二期扩 建工程４≠ 组压 力容器 安装前 阶段 ≠ 机
计划工期 的风险评估 和影 响分析
张 宝疆 ，刘 辉
（ 中国核 电工程有 限公 司 ，浙江海盐 ３ ４ ０ １ ３ ０）
摘 要 结合秦 山核电二期 扩建工程 ２ ５ 台６万千 瓦级商用 核 电站 ，总体从 压力 容器安装 的计划 准备 、安装过程 中出现 的问题对 工期 的风险评 估 、产生 的相关 索赔 问题 、如何 规避 此类风 险 ，使之 安装过程 更 为顺 畅 ，更 加科学 合理 ，分别从 进度计划 的审 查 、跟踪 ，制约 工程 的主要 因素等方 面做 了详细说 明 ，为后 续核 电机组 的进度 控制工作 提供参考 。 关键 词 计划 ；工期 ；质 量问题 ；索赔 中圈 分类 号 Ｔ ６ 文 献标 识 码 Ａ Ｍ 文章 编号 １７ —６ １（ １） ２ ０３一 ６３９ ７一２ ｏ ４ — １７叭 ０ ０
１ 进度 计划 的 审查
工程建设进度控制 ，计划是关键 ，计划的科学合理性对进度控制起 着决定性的作用 。秦 山核电二期 扩建施工进度计划分为五级 ，并根据需 要编制专项施工进度计划 。１ 一级进度计 划 ： 国家 批准的电站总体 ） 是 进度计划 ，用于指导 、安排建设全过程的设计 、采购 、建安 、调试 、投 产各环节 总控制 目标 ，同时 ， 它还对二级工程进度计划 的编制确定了关 键 日期 、建设总工期 以及工程项 目各子项 的建设工期 。２ ）监 理公司协 助业 主管理二、三 、四级进度计划和专项计划。
期不变的情况下 ， ００ 月２ 日 《 在２ １ ￣３ ４ 对 斜机组主回路专项计划 》 进行再
次升版。 ３２ 厂 家提 供 的压 力 容 器 基 准 点 标 识 问 题 ．
秦山二期扩建工程的仓储管理与实施
条码 系统 是 由条码 符号设 计 、制作 及扫描 阅读 组成 的 自动 识别 系统 。借 鉴 １ ＃、２ ＃机组 库存 备品备件 引入条码技 术 的成功经验 ，在现 有的仓 储管理 系统基础 上对扩建 工程 备品备件 实施 了条码管 理 ，主要 应用于 入库 、移 库 、盘 点 、出库 等仓储作业环节 ，如 图 １ 昕示 。
目前 ，仓储 管理在 核 电项 目管 理 中的重 要性 己被越来越 多 的 管 理者所接 受 。进行有 效的仓 储 管理 ，必须建 立一套 科学 的 仓 储管理 系统 、规范化 的工作 程序 、行之 有效 的安全规 章制 度 ， 才 能 为 核 电 站 顺 利 建 成 投 产 提 供 可 靠 的 物 资保 障 。
ｏ 库存管理 根据企业 本身的需求状况， 储 存合 理数 量 的物 资 ，既 不致 因
储 存不足引起生产 中断造成损失 ，
安 全 和顺 利 建 成 投 产提 供 可靠 、 高效的物资保障 。
又不致 因储 存过 多而 占用过 多 的 流动资金 。 Ｏ 安全管理
仓储管理的内容
ｒ、
至 接货信 息录入 、 验计划 生成 、 验结果确 检 检
认 、物项 入 库确 认 ，最 后发 放 出库 的全 过程 ， 信 息流与实物 流 同步 ，不仅减 轻了保 管员 的工 作量 和劳动 强度 ，提 高了工作 效率 ，而 且确保
，
Ｌ 、 一
／ ／ ＼
ｊ ／ ＼
＼Ｌ 一 ／一
ＸＰ ＭＳ系统 的运用 ，有效 地提 升了仓 储管理 的 效 率。 ０ 条形码技 术
核安全 质保要 求 ，因此 ，扩建 工程 的备件条码 精确 到批次 。 目前 ，ＸＰ ＭＳ系统根 据物 资编码
秦山核电二期扩建工程( 物项分级手册-正式版)第一版
秦山核电二期扩建工程（第1版）核电秦山联营有限公司二00六年七月目录1.汇编说明 (2)2.核电厂安全功能和设备分级 (3)2.1 分级说明 (4)2.2 核蒸汽供给系统（NSSS）机械设备分级表 (14)2.3 核岛配套系统（BNI）机械设备分级表 (77)2.4 核蒸汽供给系统（NSSS）电气设备分级表 (127)2.5 核岛配套系统（BNI）电气设备分级表 (167)2.6 土建构筑物的分级表 (199)3.常规岛和电站配套设施（BOP）设备与建构筑物质保分级 (206)4.物项和服务的质量保证分级要求 (216)汇编说明核电厂的物项数量庞大、种类繁多，为进行有效的科学管理，达到保证物项安全、质量和节约成本的目标，应对物项进行分级管理。
以满足核安全法规“对物项、服务和工艺必须规定相应的控制和验证的方法和水平”的要求，也是业主追求核电厂可利用率和控制质量成本的需要。
这种分级原则上是以物项对核电厂的安全性和可利用率的重要程度为主要依据，但也考虑了该物项在设计、制造中的复杂程度。
为满足秦山核电二期扩建工程的需要，我们将核二院编制的《物项的安全功能和设备分级》（0401XNI-ZHS04），以及我处编制的《常规岛和电站配套设施（BOP）设备与建构筑物质保分级》汇编成册，以供大家查阅使用。
本手册基本包括了核电厂核岛、常规岛和BOP中的主要物项和建构筑物。
其中《常规岛和电站配套设施（BOP）设备与建构筑物质保分级》是在我处于1、2号机组所编《物项的安全、抗震、规范、质保等级》（QAM102005，1995年第一版）等有关资料的基础上，吸收1、2号机组建造和生产运行的经验，组织相关人员认真讨论，对部分物项的分级进行调整和补充后汇编而成。
本手册中物项分级的内容主要有安全级别、抗震类别、设计和制造规范级别、质量保证等级等。
本手册适用于参加扩建工程建设的各个单位和所有工程技术人员。
借助本手册，可以全面了解扩建工程的物项分级状况。
秦山核电二期扩建工程
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秦山二期扩建工程设备国产化实践与体会
具体负责一台蒸汽发生器的制造。扩大了蒸汽发生器制造国产化的比率，实现了核 电重大设备的国内自主项目管理。同时，国内设计院通过设计审查、技术文件审查、 制造过程中的质量见证、不符合项的审核处理，逐步积累了蒸汽发生器的设计技术。
为优化我国能源产业结构，国家确定了积极发展核电的方针。2004年3月22日， 国务院明确建设秦山核电二期扩建工程， 2005年10月国家发改委正式下达了项目核 准文件，同意按“翻版加改进”方式建设秦山核电二期扩建工程，建设规模为2台65万 千瓦压水堆核电机组。扩建工程于2006年4月28日正式启动第一罐混凝土，建设周期 为60个月。目前，工程现场施工建设、设备采购制造进展顺利。
12 核级节流装置
苍南 表厂
自动化仪
苍南 表厂
自
动
化
仪
国内研制、技术改进
13 数字化仪控系统
上 罗
海
福
克
斯
波
数字化系统集成、提高
14 核级垫片
宁波天生
进一步研制，技术要求提高
15 核岛消防系统 16 硼拌热系统
杭消
杭消
设计标准提高，选型配置提高
国内总包、国 外分包，提供苏州东仪总包 拟全部国产化 热缆硬件
核1、2、3级不锈钢管道、核级碳钢管道、管件 1、2号机组绝大部分进口， 扩建工程确定由江苏南通特钢有限公司承制核1、2、3级不锈钢管道、由江苏无锡市 新峰管业有限公司承制核级碳钢管道、管件，实现了上述核级管道管件的国产化， 将在很大程度上推进国内核级管道管件的制造、供货能力与技术水平，彻底打破了 国外集成供货商的资源垄断。
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核电厂结构地基土参数随机性分析
梁万顺,贺旭霞
(核工业第二研究设计院建筑所，北京，100840)
摘要：核电厂结构的抗震分析在核电厂结构的工程设计中占有很重要的地位，因此解决其抗震分析中存在的问题至关重要。
核电厂结构的抗震分析主要包括以下几个方面的内容：第一，结构的动力特性分析（包括FRS分析等）；第二，土-结构相互作用（SSI）分析；第三，影响动力特性的地基土参数不确定性分析。
文中重点针对第三个问题通过实际工程算例进行研究分析，并总结以往的研究成果，最终得出相关的一般性结论，以更好的指导实际的工程应用。
关键词：核电厂结构(NPP)；抗震分析；楼层反应谱分析（FRS）；土-结构相互作用（SSI）；
ANSYS程序；Class程序；极限安全地震震动；运行安全地震震动
中图分类号：文献标识码：A
Analysis and Summarization of Some Problems
in Aseismatic Analysis of NPP Structure
Wanshun Liang，Xuxia He
Beijing Institute of Nuclear Engineering，Beijing 100840
Abstract: Aseismatic analysis for Nuclear Power Plant (NPP) is very important in its engineering designs .So it is significant to solve the problems of aseismatic analysis for Nuclear Power Plant. Problems in aseismatic analysis for Nuclear Power Plant are as the follows mainly: Firstly, dynamic analyses(including Time-history analysis ,FRS analysis，etc.). Secondly , soil-structure dynamical interaction(including SSI effect influence analysis).
Thirdly, analysis about the uncertainty of the dynamical parameters of soils (including sensitivity analysis of FRS soil parameters uncertainty). In this paper, some dynamic analysis are carried out for the third problems through engineering examples under some different conditions，then some other studies about these problems are consulted and compared with.
In the end, some conclusions are obtained , and the conclusions of this paper would provides some references for the aseismic design of NPP and the evaluation of the sensitivity of FRS to SSI effect and soil parameters uncertainty.
Keywords: Nuclear Power Plant(NPP)，Aseismatic analysis of NPP，Analysis of Floor Response Spectra(FRS) ，ANSYS Program，CLASS Program，Dynamical Interaction of
Soil-Structure，Ultimate safety ground motion, Operation safety ground motion.
1．引言
核电厂结构的抗震分析在核电厂结构的工程设计中占有很重要的地位，因此解决其抗震分析中存在的问题至关重要。
核电厂结构的抗震分析主要包括以下几个方面的内容：第一，结构的动力特性分析，包括结构的地震时程响应分析，频率特性分析，楼层反应谱分析；第二，土-结构相互作用（SSI）分析，包括SSI对结构的动力影响分析；第三，影响SSI动力特性的地基土参数不确定性分析，包括地基土参数不确定性对结构响应的影响以及对结构响应敏感性分析。
文中重点针对地基土参数不确定性进行实例研究分析，结合实际的工程项目，并参考以往的研究成果，最终得出相关的一般性结论，对实际的工程应用有一定的参考价值和指导意义。
2．核电厂结构工程实例
工程实例：某百万千瓦级压水堆核电站反应堆厂
房参数不确定系统考虑SSI算例，在考虑SSI效应
情况下，着重探讨地基土参数的随机性对地震响
应的影响。
2．1设计参数
要输入的两种地震动LBS人工波（根据规范
以及该核电厂结构设计所要求确定峰值加速度暂
取为0.1g）和El-centro波x向和z向，z向取x
向的2/3倍。
2．2地基土设计参数
图1集中质量模型
表1 地基土场地条件各种参数样本取值
(a) LBS波(b) El-centro波
图2选取输入的两种地震动
2．3 地基参数的不确定性概率分析方法
（1）地基参数不确定性
由于土的各种参数具有不确定性，实验数据应该经过一定的统计分析，才能确定有一定可靠性的设计参数，才能对土性状作出概率的预测。
土参数采用随机变量概率模型描述，土参数的概率分布特征和特征值，以实验数据为基础，运用参数估计和概率分布的假设检验方法确定。
文中地基土按不确定性考虑（正态分布），着重考虑这些参数的（概率随机）变化对结构的地震反应的影响。
（2）地基参数概率分析方法
地基的动力参数的变异性可以用以下分布之一来描述：a 、均匀分布；b 、正态分布；c 、对数正态分布；d 、Beta 分布；e 、多维正态分布（多变量正态分布）。
假设地基参数G （剪切模量）、ν（波松比）服从均值和方差为G μ、G σ的正态分布，则有：
G n
n x x x x μ=⋅⋅⋅=1
21)...( （几何均值） （1）
∑=--=
n
i i x x N 1
2)(11σ=G σ （均方差） （2） ⎥⎥⎦⎤⎢⎢⎣⎡⎪⎪⎭
⎫
⎝
⎛-=
2
21exp 21
)(G G
G
x x f σμ
πσ （概率密度函数） （3）
同理可以得出其他参数的概率分布函数和概率密度函数，从而可以获得地基参数的概率分布，各个参数的概率分布综合起来，代入地基动力参数与土壤模型弹簧阻尼系统参数c k ,之间的关系公式，则模拟出所需参数（参数c k ,）的概率分布情况。
2．4输出数据分析
表2 硬岩土质条件下安全壳标高39.15m 处在不同工况下的加速度峰值比较
表4 软土质条件下安全壳标高39.15m 处在不同工况下的加速度峰值比较
表7 硬岩土质条件下内部结构19.15m处在不同工况下的加速度反应谱峰值比较
3．地基土壤参数不确定性分析
根据表中的数据，在硬岩场地条件下（土壤的动态剪切波速为1616~1931），地基参数不确定性导致结构响应结果的变异不超过2%，可见地基参数不确定性对结构的影响很小，那么当考虑SSI之后，就没有必要再去考虑地基参数的不确定性；在比较软弱场地条件下（土壤的动态剪切波速为155~440），地基参数不确定性导致结构响应结果的变异平均为10%左右，那么我们有理由认为，土壤的动态剪切波速在1000左右时，地基参数不确定性对结构的影响应该很小，可以忽略，而工程中取10~15%来考虑地基参数的不确定性是保守可用的。
因此工程应用中，地基参数不确定性一般可以不给予考虑，如果考虑地基参数的不确定性，当土壤的动态剪切波速较高时，我们可以适当减小放大系数。
4．结论
文中通过分析得出相关结论，将为核电站结构的抗震设计、地基土参数敏感性提供参考。
在实际的工程设计中，可以根据不同地基土的动力参数考虑地基土参数的随机性，考虑的程度、范围、相关参数可以适当调整。
参考文献
[1]梁万顺，吕飞，张超琦．考虑SSI核电站泵房结构楼层反应谱分析[J]．核动力工程，2006．
[2]李忠献，李忠诚，梁万顺．考虑地基土参数不确定性和土-结构相互作用效应的核电厂结构随机地震反应
分析[J]．核动力工程，2006
[3]P．Aleksandar，R．Stefanie ．Deterministic and Probabilistic Floor Response Spectra[J]．Soil Dynamics and
Earthquake Engineering，2003，23：605-618．
[4]核电厂抗震设计规范GB 50267-97[S]．2002．。