AP1000核电厂抗震设计简述解读
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 者可能造成主控室人员不能承受的伤害。
2019年2月24日星期日
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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）
△ △ △
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。
2019年2月24日星期日
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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）
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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。
如环吊、装卸料机，以及主控室天花板上的SSC等
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）
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2019年2月24日星期日
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
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2019年2月24日星期日
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）
Hale Waihona Puke 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。
2019年2月24日星期日
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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2019年2月24日星期日
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
2019年2月24日星期日
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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：
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）
（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。
2019年2月24日星期日
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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
2019年2月24日星期日
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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：
AP1000核电站辅助厂房总体布置分析及优化
AP1000核电站辅助厂房总体布置分析及优化AP1000辅助厂房替代了传统核电站的辅助厂房、燃料厂房、电气厂房和连接厂房。
厂房总体布置是工艺、建筑、结构和模块设计的顶层设计纲领，对整个设计过程起着重要作用。
文章从功能划分、灾害防护、辐射防护和施工方式等几个方面，分析了辅助厂房的总体布置特点，并大胆提出了优化方案。
标签：AP1000；辅助厂房；总体布置引言AP1000核电站引入了非能动安全系统和模块化施工的先进理念，具有简单、安全、可靠的特点。
而这些先进系统的功能实现，都需要通过厂房总体布置来满足其要求。
目前国内几大核岛设计院、高校和企业都对AP1000的反应堆厂房研究较多较透，而对于辅助厂房相关的研究较少。
那么辅助厂房的总体布置是如何设计的？考虑了哪些因素？有什么特点呢？1 概述辅助厂房主要用于保护和屏蔽位于安全壳外抗震Ⅰ类的机械设备和电气设备，具有抵御飓风、洪水、龙卷风、海啸和地震等外部灾害而不丧失执行安全功能的能力，也能抵御火灾和水淹等内部灾害而不丧失执行安全功能的能力。
辅助厂房为钢筋混凝土结构，满足抗震Ⅰ类要求，辅助厂房和反应堆厂房是在同一块基础底板之上，钢筋混凝土底板约厚 1.8m。
辅助厂房环绕屏蔽厂房周围大约70%圆周长度，占地面积约1400m2。
[1]2 功能区介绍辅助厂房可以分为以下几个功能区域：主控室、1E级仪表和控制系统、1E 级电气系统、燃料处置区、机械设备区、安全壳贯穿区、主蒸汽和主给水隔离阀门间。
见图1辅助厂房的分区和表1功能区的位置。
[1]2.1 主控室主控室位于2区的四层，主要包括主控制区、运行工作区、开关室以及办公室。
主控室主要为运行人员提供监控和干预核电站运行的场所，提供在正常工况下电厂安全运行以及事故工况下保持电厂在安全状态所需的人机接口。
2.2 1E级仪表及控制系统1E级仪表和控制系统位于1、2区的一至四层，包括保护和安全监测系统（PMS）、电厂控制系统（PLS）以及数据显示和处理系统。
AP1000机械模块设计
AP1000机械模块设计分析摘要：本文对核电站AP1000反应堆型模块化设计概念及机械模块进行了介绍，从模块化的概念，机械模块的定义、组成、分类、分级以及机械模块的设计准则、设计顺序等方面进行了分析，阐述了机械模块设计的重要性和复杂性，对机械模块设计规律的掌握和问题的避免有一定的意义。
关键词：模块化 机械模块 设计准则 设计顺序一、引言AP1000是我国从美国西屋公司引进的第3代压水堆核电站，其特点是采用非能动安全措施和模块化设计。
因为模块化设计可以提高电站施工质量和加工、安装效率，所以模块化设计被广泛的应用在AP1000电厂中，模块主要有结构模块，机械模块，电气模块，和模块互连管道。
机械模块是各类模块中比较重要的一类模块，包含各类设备和工艺管道，甚至钢结构，通风结构和电气，仪表等，因为其结构复杂，形式多样，涉及的接口众多，故其在设计时需要考虑很多方面的内容。
此外，在后期的制造和安装过程中，机械模块可能出现的问题也需要在其设计阶段就考虑进去，以尽量避免制造和安装时的问题，减小制造安装难度。
因此，模块的具体设计成为了最重要的环节。
以下本文将对机械模块设计时需注意的问题进行分析。
二、机械模块的概述1. 模块化设计的概念模块化即采用模块式设计，之后将模块部件在工厂建造，成为独立的运输单元，以便后期在现场由螺栓或者焊接连接。
在被安装到相应区域之前，模块中所有的系统部件都要装配好。
采用模块化方式，电厂可以在设计时将同一系统的一部分物项设计在同一区域内，或者将不同系统和功能的物项划分在同一区域，这些物项都预装集成在同一结构框架上，作为一个整体单元运到现场，在现场被拼装成更大的模块或者直接安装到电厂中。
2．机械模块的定义机械模块内包含如泵、换热器、风机、空气处理机组、过滤器等设备，这些设备和与之相连接的管道、阀门、风管、托盘、仪表、电缆和支架等安装在一个共同的钢结构框架上。
预先布置并组装在一起后，作为一个整体单元安装到厂房的指定区域。
AP1000核电设备分级及其质量要求
AP1000核电设备分级及其质量要求论文集ＡＰｌ０００核电设备分级及其质量要求凌世情１（１．中核集１夏Ｉ－－１＇３核电有限公司，浙江－－１＇３３１７１１２）摘要：核电设备分级的目的是为设备设计、制造、检查、验收过程中的质量控制提供清晰的指导。
概括介绍了ＡＰｌ０００设备的安全和抗震分级，以及基于安全和抗震分级的质量要求。
另外，还针对ＡＰｌ０００设备的一些其他分类及相应的质量要求进行了系统地总结和概述。
关键词：ＡＰｌ０００，设备分级，抗震等级，质量要求ＣｌａｓｓｉｆｉｃａｔｉｏｎａｎｄＱｕａｌｉｔｙＲｅｑｕｉｒｅｍｅｎｔｏｆＮｕｃｌｅａｒＰｏｗｅｒＥｑｕｉｐｍｅｎｔｏｆＡＰｌ０００ＬＩＮＧＳｈｉｑｉｎ９１（１．ＣＮＮＣＳａｎｍｅｎＮｕｃｌｅａｒＰｏｗｅｒＣｏｍｐａｎｙ，Ｓａｎｍｅｎ２１７１１２，Ｚｈｅｊｉａｎｇ，Ｃｈｉｎａ）Ａｂｓｔｒａｃｔ：Ｔｈｅｐｕｒｐｏｓｅｏｆｃｌａｓｓｉｆｉｃａｔｉｏｎｏｆｎｕｃｌｅａｒｐｏｗｅｒｅｑｕｉｐｍｅｎｔｉｓｔｏｐｒｏｖｉｄｅｃｌｅａｒｇｕｉｄａｎｃｅｏｆｑｕａｌｉｔｙｃｏｎ・・ｔｒｏｌｄｕｒｉｎｇｄｅｓｉｇｎ，ｍａｎｕｆａｃｔｕｒｉｎｇ，ｉｎｓｐｅｃｔｉｏｎａｎｄａｃｃｅｐｔａｎｃｅ．ＴｈｉｓｔｈｅｓｉｓｉｎｔｒｏｄｕｃｅｄｂｒｉｅｆｌｙｔｈｅｓａｆｅｔｙａｎｄｓｅｉｓｍｉｃｃｌａｓｓｉｆｉｃａｔｉｏｎｏｆＡＰＩ０００ｅｑｕｉｐｍｅｎｔ，ａｎｄｔｈｅｑｕａｌｉｔｙｒｅｑｕｉｒｅｍｅｎｔｓｂａｓｅｄｏｎｔｈｅｓａｆｅｔｙａｎｄｓｅｉｓｍｉｃｃｌａｓｓｉｆｉｃａｔｉｏｎ．Ｉｎａｄｄｉｔｉｏｎ，ｔｈｉｓｔｈｅｓｉｓｓｕｍｍａｒｉｚｅｄｓｙｓｔｅｍａｔｉｃａｌｌｙｔｈｅＯｔｈｅｒｃｌａｓｓｉｆｉｃａｔｉｏｎａｎｄｔｈｅｃｏｒｒｅｓｐｏｎｄｉｎｇｑｕａｌｉｔｙｒｅｑｕｉｒｅｍｅｎｔｓ．Ｋｅｙｗｏｒｄｓ：ＡＰＩ０００，ＥｑｕｉｐｍｅｎｔＣｌａｓｓｉｆｉｃａｔｉｏｎ，ＳｅｉｓｍｉｃＣｌａｓｓｉｆｉｃａｔｉｏｎ，ＱｕａｌｉｔｙＲｅｑｕｉｒｅｍｅｎｔ．１．前言核电厂安全的基本目标是在正常工况和事故工况下限制公众和厂区工作人员所受到的辐射照量。
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核电厂设备鉴定概述
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D=(5
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图 １ 设备在和缓环境下的典型试验顺序流程图 Ｆｉｇ������ １ Ｔｅｓｔ ｓｅｑｕｅｎｃｅ ｆｏｒ ｍｉｌｄ ｅｎｖｉｒｏｎｍｅｎｔ ｅｑｕｉｐｍｅｎｔ
ＡＰ１０００ 核电厂在设计中采用了非能动的严 定和抗震鉴定按照 ＩＥＥＥ ３２３ 和 ＩＥＥＥ３４４ 的要求
重事故预防和缓解措施， 简化了安全系统配置， 进行。
减少了安全支持系统， 使安全级设备数量大幅 １������ ２ 设备鉴定文件体系
减少， 与传统的压水堆核电厂相比， ＡＰ１０００ 安
ＡＰ１０００ 设备鉴定的文件体系比较清晰， 可
张晓杰等： ＡＰ１０００ 核电厂设备鉴定概述
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级机械设备鉴定规格书、 核级仪控设备鉴定规 格书、 核级就地传感器设备鉴定规格书、 核级 电缆鉴定规格书、 其他核级电气和机电设备鉴 定规格书等， 以上规格书提供了各类设备的总 体鉴定信息。 第三个层次为针对特定设备编制 的专用鉴定要求文件或设备设计规格书， 该层 次文件包含了特定设备的具体鉴定实施要求。
第 １７ 卷第 １ 期 ２０１８ 年 ２ 月
核 安 全
Ｎｕｃｌｅａｒ Ｓａｆｅｔｙ
Ｖｏｌ������ １７，Ｎｏ������ １ Ｆｅｂ������ ２０１８
ＡＰ１０００ 核电厂设备鉴定概述
张晓杰１， 吕云鹤２， 路 燕２，∗
（１������ 国核工程有限公司， 上海 ２００２３３； ２������ 环境保护部核与辐射安全中心， 北京 １０００Байду номын сангаас２）
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设计理念核电
1.概述
整理课件
AP1000的总结构图
1.概述
1.1 URD的基本政策原则 1.2 AP1000的研发过程 1.3 二代技术路线的基本特点 1.4 设计理念 1.5 主要特点描述 1.6 电厂总参数
整理课件
5
1.1 URD的基本政策原则
简化
美国用户要求文 件（1985年 启动）
设计裕度 人因工程
整理课件
3.1反应堆冷却剂系统
总高度（含CRDM 管座） 设计压力 设计温度 工作压力 出口温度 入口温度 总流量 上封头贯穿件数量 下封头贯穿件数量 出，入接管数量 安注接管数量 筒体内径
AP1000 13.94mm 172bar.a 343℃ 155bar.a 321.1℃ 280.7℃ 68000m3/h 69＋42 0 2/4 2 3987.8mm
整理课件
M310 13.21mm 172bar.a 343℃ 155bar.a 327 ℃ 292 ℃ 71000m3/h 61＋4 50 3/3 0 3990mm
3.1反应堆冷却剂系统
蒸汽发生器
➢AP1000的蒸汽发生 器是带干燥器的立 式、U型管结构蒸汽 发生器
➢传热管和管道上部 分隔盘使用耐腐蚀 性能很好的合金因 科镍690，改善了材 料可焊性、腐蚀性、 机械性等性能。
整理课件
2.电厂布置
柴油发电机厂房
柴油发电机厂房内也没有安全相关设备。 柴油发电机厂房内装备了2 台柴油发电机，防火墙耐 火能力可以达3小时。
整理课件
3.核岛系统
3.1反应堆冷却剂系统 3.2非能动安全系统 3.3辅助系统
整理课件
3.1反应堆冷却剂系统
系统描述
➢有两条环路；
核电厂设计地震及抗震分析介绍
地基土参数及作用模拟 设计地震动 结构及设备模型化
结构响应
设备响应
地基土参数及地基作用模拟
地基岩土(依赖于地质勘探结果) º 地基特性 - 层状地基(分层情况及厚度) - 均匀地基 º 地基土参数 - 动态弹性模量Ed - 动态剪切模量Gd - 动态泊松比vd - 阻尼比 - 密度
核电厂设计地震及抗震分析 介绍
2007-07-02
主要内容
地震与地震作用 核电厂抗震分析与设计的特点 核电厂抗震分析的基本逻辑与内容 地基土参数及地基作用模拟(SSI效应) 设计地震动 结构/设备模型化
设计地震和抗震设计
地震及地震作用 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
4、设备的抗震分析与设计问题比土建结构的抗震问题更为突出 - 地震作用对结构设计不构成主导因素 - 设备直接同安全直接相关，而且范围极广，抗震设计的厂址适应性分析的核心对象。
核电厂抗震分析的逻辑
核电厂抗震分析的逻辑
核电厂抗震分析基本内容
围绕下列因素：
核电厂设计地震
设计地震反应谱 - 法规标准谱：RG1.60、HAD101/01（GB50267） - 标准设计谱：AP1000、EPR（EUR）、CPR1000 - 厂址相关谱（Site-specific spectra）
核电厂设计地震
设计地震反应谱的确定
统称标准谱
安全性要求
追求经济性
核电厂设计地震
反应谱(概念)
反应谱 谱——范围 场地上的物项最大反应值的范围 反应谱是通过场地上物项的反应来间接表达场地地震动特征 反映了场地对地震的放大（或消减）效应
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