AP1000抗震分析与设计特点研究
AP1000核电厂应对福岛灾难的改进思路探讨
AP1000核电厂应对福岛灾难的改进思路探讨摘要：在第三代核电技术发展之前，人们都已普遍认识到原来的设计基准已经不能全面保障核电的安全，核电设计必须提高其设计基准，福岛核电灾难验证了这种结论。
本文简要分析了导致日本福岛核事故产生的原因，并对AP1000核电厂应对导致福岛核事故的外部灾难情况进行了分析，提出了AP1000核电厂在应对福岛灾难的几项改进思路。
关键词：福岛核事故AP1000先进性改进思路前言：2011年3月11日，日本东北太平洋洋面发生了9级地震，地震引发的海啸袭击了东京电力公司的福岛第一核电站和福岛第二核电站（以下称作“福岛核电站”），从而导致7级核事故的发生。
有关福岛核事故的分析和经验反馈都已经有了官方的总结，本文重点将讨论AP1000核电厂在应对福岛核事故起因的先进性，以及AP1000还有哪些可以改进的地方。
AP1000核电厂应对福岛核事故地震及海啸影响分析。
AP1000核电厂应用的是第三代核电技术，充分吸取了美国三哩岛和前苏联切尔诺贝利核电站的事故教训，借鉴了几十年来世界核电厂运行的经验反馈以及大量的研究成果，其设计远比福岛核电站在技术上要先进。
那么我国的AP1000核电厂在应对造成福岛核事故的地震及海啸时，具有哪些优势呢？在厂址选址条件上具有先进性首先是我国沿海普遍深度较浅，海区没有火山且很少发生强烈地震，所以我国沿海一般不会由于强烈地震而引发类似日本这次发生的海啸。
其次，在福岛核电站的建造设计阶段，选择厂址阶段抗震设计中，要考虑的能动断层活跃时间范畴为5万年，而AP1000的抗震设计则考虑到12万年至13万年，这样的设计可以把在厂址周围发生福岛地震这样超设计基准事故的概率进一步降低。
所以说AP1000核电厂在我国的厂址选址条件上，比福岛核电厂的厂址具有优越性。
电厂安全系统对厂外电源的依赖上具有优势。
福岛沸水堆在丧失全部厂外交流电后，启动了应急柴油发电机。
但是，受来袭的海啸的影响，冷却海水泵、应急柴油发电机及配电盘全部被水淹没，导致除6号机组1台发动机外，其余的应急柴油发电机全部停止，造成除6号机组外的交流电源全部断电。
AP1000核电厂构筑物、系统和部件(SSC)的分级(讲座稿)
2010年 18日星期三 2010年8月18日星期三
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2 AP1000核电厂SSC’s抗震分类（1/7） AP1000核电厂SSC’ 抗震分类（1/7） 核电厂SSC
2.1 遵循法规、 遵循法规、规范和标准
10 CFR 50 ，附录A《设计总则（GDC）》准则2《防自然 附录A 设计总则（GDC） 准则2 现象的设计基准》 现象的设计基准》 10 CFR 100.23《地质和地震的场地准则》（AP1000不用 100.23《地质和地震的场地准则》 AP1000 1000不用 100附录 附录A 地震和地质的场地准则》 10 CFR 100附录A《地震和地质的场地准则》 ） R.G 1.29《抗震设计分类》 29《抗震设计分类》 AP1000核电厂DCD AP1000核电厂DCD—3.2《构筑物、系统和部件分级》 1000核电厂DCD— 构筑物、系统和部件分级》 APP-GWAPP-GW-G1-003，Seismic Design Criteria，WEC，2002 003， Criteria，WEC，
2010年 18日星期三 2010年8月18日星期三
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2 AP1000核电厂SSC’s抗震分类（5/7） AP1000核电厂SSC’ 抗震分类（5/7） 核电厂SSC
2.3 定义 抗震II II类 II） （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， II类适用于执行非安全相关有关功能 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 SSC。 SSC附近时 SSE期间失效 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， SSC的功能失效 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 II类 抗震II类适用于— 设计成在SSE地震下防止SSC 倒塌、 II类适用于 SSE地震下防止SSC’ 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 SSE期间抗震II类构筑物失效防止与抗震 期间抗震II类构筑物失效防止与抗震I 减轻某个安全相关的SSC 功能形成不可接受的水平， SSC’ 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
AP1000概述
为了进一步提高核电厂的安全性，严重事故的预防和缓解，就 成为新一代核电技术开发的核心。
如果计算到1986年切尔诺贝利事故时为止，世界商用核电厂累 计约4000堆· 年的运行历史，其间发生过两次严重事故，发生 概率达到5×10-4/堆· 年。
这说明，严重事故发生概率虽然低，但并不是不可能发生的； 同时亦说明，单纯考虑设计基准事故，不考虑严重事故的预防 和缓解，不足以确保工作人员、公众和环境的安全。
2015-6-12
当前世界的
煤 40%
能源结构
石油 25%
其它 2% 核能 17% 煤 37%
电力
石油 11%
其它 5%
核能 8%
天然气 22%
水力 18%
天然气 15%
总能源
世界能源消费结构（2000年）
核电在世界能源消费中占8%（2000年）
世界电力能源结构（2000年）
核电在世界电力能源中占17%（2000年）
系统的功能要靠部件来实现。 在核电厂中，一般将部件分为能动部件与非能动部件。依靠触 发，机械运动或动力源等外部输入而行使功能，因而能以主动 态影响系统的工作过程，称能动部件。如泵，风机，柴油发电 机组等。 无需依赖外部输入而执行功能的部件称非能动部件。非能动部 件内一般没有活动部件。如管道，孔板，换热器等。如果某一 非能动部件的设计、制造、检查和在役检查均能保证很高的质 量水平，则可不必假设它会发生故障。
2015-6-12
美国最早开展严重事故的研究，美国原子能委员会1974年发表 的《核电站风险报告》WASH-1400报告首次将概率安全分析技 术应用到核电厂，提出了以事件发生频率为依据的事故分类方 法。WASH-1400报告首次指出，核电厂风险主要并非来自设计 基准事故，而是导致堆芯熔化的严重事故。WASH-1400还首次 建立了安全壳失效模式和放射性物质释放模式。
AP1000非能动核电站技术简介
AP1000 设计目标
1、在 600 MWe 的基础上提高电厂的功率以降低成本； 2、在核电站批量建造后，建造成本降到 $900-1000/千瓦，以获得在美 国电力市场的竞争能力； 3、保持 AP600 的目标和设计细节； 4、在 AP600开发研究的成果 “框架” 内增加功率/容量； 5、保持“成熟设备”的可信度； 6、保持成本估计,建造进度和模块化建造等方面的原有基础； 7、保持 AP600 的安全执照许可证基础； 8、满足美国核安全管理委员会对“先进的非能动安全系统核电厂”的 要求； 9、接受 AP600 政策质询。
AP1000堆芯燃料管理
首炉堆芯燃料装载
●先进燃料装载方式（续） ➣ D，E和F区的燃料棒二端各有 203.2mm的低富集度区,以提 高燃料的有效利用。此外，E 和F高富集度区燃料组件内的 燃料棒有4种不同富集度，以 展平组件内功率分布。作为 例子，左图为E区燃料组件内 4种富集度燃料棒和可燃毒物 在组件内的布置。 ➣由于先进燃料装载技术以及用 WABA可燃毒物代替硼玻璃， 与传统的三区装载方式相比, 首炉堆芯的燃料成本将节约 6%。
Fit Data AP1000 $10.4
$10.2
$10.0
$9.8
$9.6
$9.4
$9.2
➣ AP1000采用 18个月长周 期平衡换料,相对年换 料制(12个月换料),电 厂的可利用率提高约 3.5%，并且由于换料次 数的减少，降低了电厂 运行人员的放射性辐照 剂量。 ➣ AP1000堆芯平均卸料达 到50 GWD/MTU的高燃耗。 目前运行压水堆的平均 卸料燃耗一般为3340GWD/MTU。由于燃料 的发电成本随燃耗加深 而降低（见左图），所 以采用高燃耗管理策略 可降低燃料的发电成本，
AP1000核电厂自密实混凝土的设计试配和应用
AP1000核电厂自密实混凝土的设计试配和应用AP1000核电厂是我国引进的一种国际先进的三代核电技术，其自密实混凝土在核电厂建筑中起着至关重要的作用。
本文将从设计试配和应用两个方面，探讨AP1000核电厂自密实混凝土的特点及技术要点。
设计试配：AP1000核电厂自密实混凝土的设计试配是核电厂建筑中的一项重要工作，其质量直接关系到核电厂的安全稳定运行。
自密实混凝土具有密实、坚固、耐腐蚀等优点，因此在核电厂中得到了广泛的应用。
设计试配阶段需要充分考虑其在不同部位的特殊性和使用环境，并根据具体的工程要求进行材料选择和配比设计。
自密实混凝土要求材料的选择要合理。
需要选用优质的水泥、骨料和外加剂，并进行充分的试验验证确保其符合设计要求。
水泥的品种选择需要考虑其强度和耐久性，骨料的选用要求具有良好的力学性能和抗冻融性能，外加剂的选择需考虑其对混凝土性能的影响。
配比设计要科学合理。
在设计试配过程中，需要进行详细的理论计算和试验验证，确定水灰比、骨料配合比、外加剂掺量等关键参数。
混凝土的配比设计需要符合工程要求，既要保证混凝土的强度和耐久性，又要考虑其施工性能和成本控制。
需要进行试验验证和不断优化。
在设计试配完成后，需要进行混凝土的试验验证，包括抗压强度、抗渗性能、耐久性等指标的检测。
根据试验结果和实际工程反馈，不断优化配比设计，确保自密实混凝土的性能和质量满足工程要求。
应用：AP1000核电厂自密实混凝土在核电厂建筑中的应用涉及到多个部位和结构，需要根据具体的要求进行施工和管理。
自密实混凝土在核电厂中主要应用于反应堆建筑、混凝土厂房、冷却塔等关键部位，对核电厂的安全运行和长期稳定具有重要意义。
混凝土厂房的应用。
混凝土厂房是核电厂中混凝土浇筑和养护的重要区域，自密实混凝土的应用可以确保混凝土的质量和施工效果。
自密实混凝土具有优良的抗渗性能，可以有效延长混凝土结构的使用寿命。
冷却塔的应用。
核电厂的冷却塔是核电厂中一个重要的结构，其需要具有良好的抗冲刷和防腐性能。
全球最安全的核电技术AP1000
全球最安全的核电技术AP1000
目前，AP1000 核电技术是唯一一项通过美国核管理委员会最终设计批准的第三代核电技术，也是目前全球核电市场中最安全、最先进的商业核电技术。
AP1000 是一种先进的非能动型压水堆核电技术，用铀制成的核燃料在反应堆的设备内发生裂变而产生大量热能，再用处于高压下的水把热能带出，在
蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动汽轮机带着发电机一起旋转从而源源不断地
发电。
AP1000 最大的特点就是设计简练，易于操作，进一步提高了核电站的安全性，同时也能显着降低核电机组建设以及长期运营的成本。
目前，AP1000 核电技术是唯一一项通过美国核管理委员会最终设计批准的第三代核电技术，也是目前全球核电市场中最安全、最先进的商业核电技
术。
而中国也成为世界上率先掌握第三代核电AP1000 的五大核心关键技术的国家。
2012 年1 月，美国核管会通过西屋公司三代核电制式AP1000 机组的建造和运营联合申请，这也意味着中国已经不再是AP1000 三代核电制式的小白鼠按照项目建设预定规划，中国首台AP1000 机组（浙江三门、山东海阳）将于2014 年建成投运。
2007 年，AP1000 进入中国后，中核、广核已经将其原始设计中存在的问题与西屋公司进行交涉并作修改，对AP1000 原型设计进行了国产化改进；2009 年，浙江三门与山东海阳核电站启动建设，就此，西屋公司三代先进非能动核
电站系统进入中国。
在中国这样一个富煤、少油、缺气、且煤炭资源分布不均、需要长距离。
AP1000先进性及主回路介绍
一回路压力边界作为反应堆内产生的放射 性释放的屏障，并用来在整个电厂运行期 间提供高度的整体性。
系统参数
参数 反应堆功率 NSSS功率 电功率 净电功率 运行压力 堆出口温度 堆入口温度 环路流量 总蒸汽流量 蒸汽发生器出口蒸汽压力 蒸汽发生器出口蒸汽温度 主泵电机功率
针对安全壳旁路事故:AP1000通过改进安全壳隔离系统设 计、减少安全壳外LOCA发生等措施来减少事故的发生。
5、 采用成熟的数字化控制技术
AP1000仪控系统采用成熟的数字化技术设计，通过多样 化的安全级、非安全级仪控系统和信息提供、操作避免 发生共模失效。仪表和控制系统采用数字化的分布式控 制系统（DCS）。采用成熟的、先进的技术（如远程I／O 技术、网络通讯技术、智能诊断技术等），满足电厂各 种运行模式及事故工况下的监视和控制要求。
6、 模块化建造提高施工效率和降低建
设周期
AP1000在建造中大量采用模块化建造技术。模块 建造是电站详细设计的一部分，整个电站共分4种 模块类型，其中结构模块122个，管道模块154个， 机械设备模块55个，电气设备模块11个。模块化 建造技术使建造活动处于容易控制的环境中，在 制作车间即可进行检查，经验反馈和吸取教训更 加容易，保证建造质量。平行进行的各个模块建 造大量减少了现场的人员和施工活动。
AP1000一回路示意图
图 反应堆冷却剂系统
反应堆简介
反应堆用于实现可控的链式裂变反应并且将 反应产生的能量通过燃料棒包壳传递给一 回路冷却剂。
反应堆主要包括： 反应堆压力容器； 一体化顶盖； 堆芯； 堆内构件。
某AP1000核电厂循环水泵房方案结构方案研究
取 水 前池 区之 间设 置 一道 ，在循 环 水 泵 区和流
道 滤 网 区 中央设 置 一道 。之 所 以选 择在 流 道滤
计算 分 析采 用 的混 凝土 标号 及 耐久 性 的选 择 也是 一 个新 问题 ，首 先 《 凝土 结 构 耐久 性 混
工艺 专 业布 置 ， 一期 工程 循 环 水泵 房 采用 一 机
三 泵 方 案 ， 两 台 机 组 共 用 一 座 泵 房 ， 循 环 水 泵
图 １循 环 水 泵 房 乎 面布 置 图 （ ．ｍ） Ｖ８ ４
结 构 的 长 度 仍 然 超 出 了规 范 的 要 求 ， 为 此 ， 我
们 对 泵 房 的２ 伸 缩 缝 设 置 方 案 进 行 了计 算 分 道 析 ，根 据 分 析 结果 来判 断伸 缩缝 的设置 能 否 满
５ 年 使用年 限采用Ｃ ０ ０ ４ 混凝 土 ，由于混凝土 制 更 困难 ， 而大
网 区和 取 水 前池 区设置 一 道 伸缩 缝 是 因为 该两 部 分是 相对 独 立 的结构 ， 同时 该方 向 的长 度达 Ｎ８ ． ６８ ｍ，远 超过 了规 范允许 的伸缩 缝设 置长度 限 制 ；而 在循 环 水 泵 区和 流道 滤 网区 中央 设置
一
设 计规 范 》和 《 水工 混 凝土 结 构 设计 规 范 》关
比如 岭 澳 的 联 合 泵 房 需 要 向核 岛重 要 生 水 系 统 水 泵 供 水 ， 秦 山 核 电 的联 合 泵 房 为 反 应 堆 提 供 安 全
房 区域 主 要 包 括 三 部 分 ：循 环 水 泵 区 域 、流
道滤 网 区域 ，取 水 前池 区域 。其 中循 环 水 泵 区
AP1000的先进性、建造风险与未来的改进方向分析——三门核电唐锡文
AP1000的先进性、建造风险与未来的改进方向分析唐锡文（三门核电有限公司，314300，浙江）摘要：本文从电站的成熟性、安全性和经济性三个方面阐述了AP1000反应堆的先进性。
并从AP1000没有参考电站，一些关键设备结构发生了重大改进，并且这种改进的验证工作还未完成；以及设备国产化面临的问题几个方面来说明AP1000的建造风险。
最后，提出了完善AP1000设计，提升电站的规模效益所需要的未来改进。
通过对AP1000的先进性、建造风险与未来的改进方向分析，有利于我们更好了解目前世界上最先进的压水反应堆技术以及发展水平，促进我国核电技术的发展。
1简介AP1000属于第三代先进压水反应堆，是美国西屋公司开发的一种双环路100千瓦级的先进压水堆核电机组。
与二代反应堆技术相比，AP1000通过采用非能动专设安全系统，提高系统的可靠性；通过简化系统，并采用模块化建造技术缩短建造周期。
通过这些改进，来达到电厂安全性和经济性的有机协调。
AP1000是一个主回路为两环路的压水堆电站。
主回路由一台反应堆压力容器，一台稳压器，两台大容量的蒸汽发生器，4台屏蔽式主泵和4条冷段、2条热段管道组成。
由于主泵入口直接和蒸汽发生器下封头焊接在一起，消除了2代反应堆中蒸汽发生器与主泵入口之间的U型管道，减少了回路的阻力；同时，主管道简化设计，减少焊缝和支撑。
见图1 AP1000反应堆一回路立体布置。
AP1000设计基于AP600，并在此基础上进行了适当的改进。
机组采用单堆布置方式。
为了达到更高的电站功率，一方面，加大了核蒸汽供应系统主要部件的尺寸，包括增加反应堆压力壳的高度、堆芯长度，另一方面，增大蒸汽发生器、稳压器、汽轮机的尺寸和容量以及燃料组件的数目。
为了实现非能动安全系统设计，采用了带变频器的大型屏蔽泵。
此外，AP1000还采用了成熟的数字化仪控系统；反应堆厂房采用内层为钢，外层为混凝土结构的双层安全壳，施工安装过程采用了有利于缩短建造工期的模块化的建造模式。
AP1000核电厂自密实混凝土的设计试配和应用
AP1000核电厂自密实混凝土的设计试配和应用AP1000核电厂采用了许多新型材料和技术，其中自密实混凝土就是其中之一。
在核电厂建设中，自密实混凝土有着非常重要的作用，不仅能够提高建筑物的密封性和耐久性，还能够有效地保障核电站的安全性、可靠性和经济性。
本文将介绍AP1000核电厂自密实混凝土的设计试配和应用情况。
一、自密实混凝土的概念和特点自密实混凝土是一种新型的高性能混凝土材料，它的特点是具有较强的密实性和耐久性，能够有效地防止混凝土内部的气体、水汽等物质的渗透和侵蚀，从而保证混凝土内部的结构稳定性和力学性能。
AP1000核电厂自密实混凝土的设计试配是非常重要的，它需要充分考虑到混凝土的工作性能、结构密度、硬化时间和耐久性等因素，从而保证核电厂建筑物的稳定性和安全性。
1、骨料的选择和配合比的设计。
骨料的选择和配合比的设计是自密实混凝土设计试配的关键，需要充分考虑到骨料的粒度、形状、表观密度和含水率等因素，从而确定最优的配合比。
2、高性能混凝土外加剂的使用。
在AP1000核电厂自密实混凝土设计试配中，需要使用高效减水剂等外加剂来调节混凝土的流动性和可泵性等性能，从而保证混凝土的自密实性和耐久性。
3、混凝土的施工工艺和质量控制。
在AP1000核电厂自密实混凝土的施工过程中，需要采用科学合理的施工工艺和严格的质量控制措施，从而保证混凝土的质量和稳定性。
AP1000核电厂自密实混凝土的应用范围非常广泛，几乎涉及到核电厂建筑物的所有结构，包括建筑外墙、室内墙体、屋顶、地面和隔离层等。
在AP1000核电厂建筑的外墙和屋顶等结构上，自密实混凝土能够有效地防止气体、水气等物质的渗透和侵蚀，从而保证建筑物的密封性和耐久性。
四、结论。
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24卷1期2008年3月世 界 地 震 工 程WORLD E ARTHQUAKE E NGI N EER I N G Vol .24,No .1Mar .,2008收稿日期:2007-08-16; 修订日期:2008-01-23 作者简介:李忠诚(1971-),男,高级工程师,主要从事核电站厂址评估及地震安全分析与研究工作.文章编号:100726069(2008)0120137206AP1000抗震分析与设计特点研究李忠诚杨孟嘉(中广核工程有限公司工程技术部,广东深圳518124)摘要:对AP1000抗震分析与设计的主要特点进行分析,并将这些特点同现有核电站的设计状况和我国潜在厂址的情况进行对比。
研究侧重于抗震分类、抗震设防水准及设计地震、地基岩土条件、抗震裕度分析等几个主要方面。
通过研究,把握AP1000抗震分析与设计的主要特点,对其设计特点和适应性加深理解,并提出需要继续跟踪研究和关注的问题。
研究成果可以为后续研究和AP1000堆型的工程引进提供参考和基础素材。
其中关于抗震裕度分析的研究内容对于在我国开展在役核电厂的地震安全评估和3级PRA 分析亦有借鉴意义。
关键词:AP1000;抗震分析;设计;抗震裕度分析中图分类号:P315 文献标识码:AStudy on the ma jor character isti cs of se is m i c ana lysisand desi gn of AP 1000L I Zhong 2cheng Y ANG Meng 2jia(Depart m ent of Engineering Technol ogy,China Guangdong Nuclear Power Engineering Company,Shenzhen 518124,China )Abstract:The maj or features of seis m ic analysis and design of AP1000are studied,which are compared with the relatives of an existing nuclear power p lant and with actual situati on of a potential site in China .The i m portant is 2sues f or the seis m ic design and safety evaluati on of a nuclear power p lant are e mphasized in this article,na mely seis m ic categories,res ponse s pectra of design gr ound moti on,s oil conditi ons and seis m ic margin analysis .A s better understanding about the maj or characteristics of the seis m ic analysis and design of the nuclear power p lant,the p re 2li m inary evaluati on conclusi ons on the technical issues and maturity of AP1000seis m ic design,and als o s ome sug 2gesti ons for the successive study and engineering i m p le mentati on are raised .And the research contents with related t o seis m ic margin analysis of AP1000would be p r ovided s ome useful references t o the seis m ic safety evaluati on and Level 3PS A f or an existing nuclear power p lant .Key words:AP1000;seis m ic analysis;design;seis m ic margin analysis1 前言AP1000是美国西屋公司开发的一种两环路1000Mwe 非能动型的压水反应堆核电站,其设计满足美国用户要求文件(URD )[1],具有被逐步认同的所谓“第三代”先进轻水堆的相对简单性、安全性和可靠性等特点。
特别是,与同样容量的传统压水堆核电站相比,由于AP1000设备等级降低,很多动力设备不再需要配置应急动力电源,很多设备无需作抗震分析或鉴定,抗震厂房容积得到很大程度的减小。
由于AP1000遵循了URD 的某些要求,在抗震分类、抗震设防水准及设计地震和抗震分析等方面也有一些新的特点。
831 世 界 地 震 工 程 24卷目前我国正在进行基于国产化驱动项目的“第三代”堆的招评标工作,AP1000是参与投标的潜在堆型之一。
本文拟对AP1000抗震分析与设计的主要特点进行分析,并将这些特点同现有核电站的设计状况和我国的潜在厂址进行对比。
研究侧重于抗震分类、抗震设防水准及设计地震、抗震裕度分析等几个主要方面。
通过研究,把握AP1000抗震分析与设计的主要特点,形成对其设计特点和成熟度的初步认识,并提出需要继续跟踪研究和关注的问题。
研究成果可以为后续研究和AP1000堆型的工程引进提供参考和基础素材。
其中对抗震裕度分析的介绍对于在我国开展在役核电厂的地震安全评估和3级PRA分析亦有借鉴意义。
1 AP1000抗震分类AP1000的抗震分类遵循RG1.29[2]的推荐方法,将结构、系统和部件分为三类:抗震I类(C-I)、抗震II类(C-II)和非抗震类(NS)。
抗震I类用于在地震条件下既要保持功能又必须保证完整性的物项。
必须确保物项在地震事件发生时和发生后,满足详细的性能要求,严格保持预定设计功能及规范要求;抗震II类用于在地震条件下只须保证完整性而无需执行功能的物项。
保证完整性主要是防止C-II类物项在SSE地震作用下(失稳)倒塌或损坏后,同C-I类物项发生相互作用(如碰撞、飞射物冲击等),从而使C-I类物项的功能恶化至不可接受的水平。
因此,对C-II类设备主要局限于加强支承锚固设计,对于C-II类建(构)筑物,则主要注意平面和结构布置;不属于抗震I类和II类的物项均归为非抗震类。
抗震分类的具体定义,以及在相关定义中用到“安全相关”和“安全相关功能”的概念,与传统定义无异,在此不予赘述。
以下对AP1000厂房和结构的抗震分类情况进行分析,并与一传统1000Mwe级压水堆核电站进行对比。
AP1000主要厂房及结构的抗震分类见表1。
表1AP1000厂房结构的抗震分类厂房/结构抗震分类厂房的容积/m3核岛:筏基、安全壳内部结构、防护厂房、辅助厂房、安全壳通风隔板C-I158400钢质安全壳C-I汽轮机厂房NS附属厂房(远离辅助厂房一侧)NS附属厂房(靠近辅助厂房一侧)C-II29000放射性废物厂房NS柴油发电机厂房NS循环冷却水泵房NS 注:厂房容积按一台机组计算。
M310型核电厂为1000Mwe级压水堆核电厂,将它与AP1000进行一比较。
M310中所有与安全相关的厂房和结构,都定义为抗震I类,其主要厂房及结构抗震分类情况见表2。
表2M310厂房结构的抗震分类厂房/结构抗震分类厂房的容积/m3反应堆厂房(筏基、壳体、内部结构)抗震1类75100燃料厂房及PTR换料水池抗震1类25190+6550核辅助厂房抗震1类50210电气厂房、联结厂房抗震1类30810+15600应急和循环冷却水取水泵站抗震1类35900柴油发电机厂房抗震1类8370辅助给水贮存罐厂房抗震1类6690汽轮机厂房非抗震类抗震1类厂房容积总计254420 注:①厂房容积按一台机组估算。
M310对于抗震1类的定义与AP1000完全相同,都是指与安全相关的厂房和结构。
但在M310中无明确的抗震II 类结构的分类,AP1000对抗震的要求更细,介于C -I 与NS 之间增加了C -II 厂房结构的分类,明确了在地震作用下需要防止倒塌和防止对抗震I 类结构产生影响的结构的抗震要求。
由于非能动安全系统的采用,安全系统得到较大的简化,设备数量减少,部分系统的抗震要求也相应降级,由表1和表2对比可见,AP1000抗震厂房容积减小。
以1台机组估算,与M310相比,AP1000抗震I 类厂房的容积减少约38%,抗震I 类和抗震II 类厂房的容积比M310减少约26%。
有特殊抗震要求的厂房结构容积的减小,会使建筑材料消耗量相应减少,施工工期相应缩短,也给电厂布置带来更多灵活性,可以带来比较明显的经济效益。
3 抗震设防水准及设计地震3.1 抗震设防水准核电厂抗震设计一般用到两个设防水准,一为运行基准地震(OBE ),一为安全停堆地震(SSE ),两水准具有明显不同的概率重现期水平,对应不同的量值。
SSE 地震通常为核电厂区可能遭遇的最大潜在地震震动,是确保核电厂抗震I 类结构、系统和部件的完整性和可运行性,防止发生不可接受的放射性泄漏的设计基准地震水平。
OBE 地震则通常为核电厂能保持正常运行的地震震动,OBE 地震效应参与某些工况的荷载组合,另外OBE 是评估管系和设备低周疲劳损伤状况的地震水平,也是确定停堆准则的主要指标。
地震对核电厂设施可能造成两种模式的破坏:一是地震作用效应与其它荷载(如运行载荷)组合后使物项的应力强度超过允许的应力强度限值而发生强度破坏;另一种是地震作用效应和运行载荷组合后由于应力循环效应超过允许疲劳循环次数而损伤失效。
可见,核电厂设计主要基于SSE 和OBE 两个设防水准,来确保抗震安全,前者主要控制应力强度,后者主要控制疲劳损伤。
相关研究[3]和工程实践表明,“两水准”设计往往有不协调、不合理的地方(如不同法规标准对OBE 循环次数的规定不一致、对OBE 和SSE 阻尼比系数及应力限值的规定相互矛盾等),使抗震设计过分复杂(如使管系和设备的布置设计复杂化)、过分保守。
为了解决上述矛盾,使抗震设计更为合理和经济,美国用户要求文件(URD )对抗震设防水准进行了“简化”,在抗震设计中取消了OBE 。
与URD 的要求基本一致,在AP1000中,仅以SSE 作为抗震设防基准,OBE 不再作为设计基准,取消OBE 对应的地震效应。
基于SSE,引入一个“低水平地震(LLE )”的概念,LLE 地震的峰值加速度取SSE 地震的1/3。