AP1000核电厂抗震设计简述

AP1000核电厂抗震设计简述第一页，共44页。1AP1000核电厂抗震设计的主要特点与遵循的法规、规范和标准2AP1000核电厂构筑物、系统和部件（SSC’s）的抗震分类与设计要求3AP1000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5AP1000核电厂抗震裕度评价（SMA）目录4/27/20232第二页，共44页。附录A地震级别和烈度附录B抗震设计中主要的名词解释附录C地震输入附录D核电厂抗震设计附录E核电厂设备抗震鉴定目录4/27/20233第三页，共44页。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：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1AP1000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）4/27/20234第四页，共44页。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）

1AP1000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）4/27/20235第五页，共44页。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）ASMEBPVC，第III卷IEEE344《推荐核电厂1E级设备抗震鉴定的实施方法》 （2004）1AP1000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）4/27/20236第六页，共44页。AP1000核电厂SSC的抗震可划分为四类：抗震I类（C-I）——确保其完整性和功能抗震II类（C-II）——仅仅确保其完整性抗震III类（C-III）——用于非安全相关建筑物的周围 防护非抗震类（NS）——除抗震I、II、III类以外的所 有物项2AP1000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）4/27/20237第七页，共44页。（1）抗震I（C-I）与R.G1.29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：

△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。2AP1000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）4/27/20238第八页，共44页。（1）抗震I类（C-I）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。2AP1000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）4/27/20239第九页，共44页。（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。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。2AP1000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）4/27/202310第十页，共44页。（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。如环吊、装卸料机，以及主控室天花板上的SSC等2AP1000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）4/27/202311第十一页，共44页。（3）抗震III类（C-III）适用于非安全相关建筑构筑物的周围防护。遵照统一建筑规范（UBC）所规定的抗震设计要求如核电厂放射性废料贮存SSC，汽轮机厂房等（4）非抗震类（NS）指不属于抗震I、II、III类之外，并且是非安全相关的SSCSSC’s锚固的设计应与常规规范的抗震要求相一致2AP1000核电厂构筑物、系统和部件(SSC's)

的抗震分类与设计要求（6/6）4/27/202312第十二页，共44页。3.1标准抗震输入规定厂址基岩上SSE最大水平加速度峰值为0.3g；规定厂址基岩上SSE最大垂直加速度峰值为0.3g；低水平地震（LLE）反应为SSE下最大反应的三分之一。按2次SSE，每次最大应力为10个循环，按IEEE344附录D折算低水平地震最大应力为315次循环，把需作疲劳分析的系统和部件作为疲劳循环输入。3AP1000核电厂构筑物、系统和部件(SSC's)

震设计要求概述（1/18）4/27/202313第十三页，共44页。水平方向和垂直方向的地面设计反应谱控制点（表3.1-1）（图3.1-1－图3.1-4）

表3.1-1水平和垂直方向的地面设计反应谱控制点临界阻尼百分比加速度位移﹡A(33Hz)B′(25Hz)B(9Hz)CD(0.25Hz)水平(2.5Hz)垂直(3.5Hz)水平垂直2.01.01.703.544.254.052.501.673.01.01.663.133.763.582.341.564.01.01.632.843.413.252.191.465.01.01.602.613.132.982.051.377.01.01.552.272.722.591.881.253AP1000核电厂构筑物、系统和部件(SSC's)

震设计要求概述（2/18）4/27/202314第十四页，共44页。3.1标准抗震输入水平方向地面加速度设计反应谱垂直方向地面加速度设计反应谱3AP1000核电厂构筑物、系统和部件(SSC's)

震设计要求概述（3/18）4/27/202315第十五页，共44页。3.1标准抗震输入水平方向地面加速度、速度和位移设计时间历程垂直方向地面加速度、速度和位移设计时间历程3AP1000核电厂构筑物、系统和部件(SSC's)

震设计要求概述（4/18）4/27/202316第十六页，共44页。3.1标准抗震输入设计水平方向时间历程的加速度反应谱设计垂直方向时间历程的加速度反应谱3AP1000核电厂构筑物、系统和部件(SSC's)

震设计要求概述（5/18）4/27/202317第十七页，共44页。3.1标准抗震输入设计水平方向时间历程的功率的功率谱密度曲线设计垂直方向时间历程的功率的功率谱密度曲线3AP1000核电厂构筑物、系统和部件(SSC's)

震设计要求概述（6/18）4/27/202318第十八页，共44页。3AP1000核电厂构筑物、系统和部件(SSC's)

的抗震设计要求概述（7/18）3.2抗震耦合分析（1）抗震I类SSC之间的抗震耦合分析核电厂抗震设计流程图4/27/202319第十九页，共44页。3.2抗震耦合分析（1）抗震I类SSC之间的抗震耦合分析三个典型的耦合模型：屏蔽厂房、辅助厂房、内部结构之间的耦合（图3.2-1）反应堆冷却剂系统与安全壳内部结构之间的耦合(图3.2-2）反应堆压力容器与堆内构件之间的耦合（图3.2-3）3AP1000核电厂构筑物、系统和部件(SSC's)

震设计要求概述（8/18）4/27/202320第二十页，共44页。3.2抗震耦合分析3AP1000核电厂构筑物、系统和部件(SSC's)

震设计要求概述（9/18）4/27/202321第二十一页，共44页。3.2抗震耦合分析3AP1000核电厂构筑物、系统和部件(SSC's)

震设计要求概述（10/18）4/27/202322第二十二页，共44页。3.2抗震耦合分析3AP1000核电厂构筑物、系统和部件(SSC's)

震设计要求概述（11/18）4/27/202323第二十三页，共44页。3.2抗震耦合分析（2）不同抗震类别的SSC之间相互作用与防护设计AP1000核电厂抗震设计中对于不同抗震类别之间的相互作用影响专门作了详细规定，并按要求确定抗震III类、非抗震的SSC对抗震I类的SSC所带来的危害作分析。例如规定抗震I类为“目标”的“碰撞评价区域”范围为：△周围水平方向为2.0m为直径

△高为10m（在10m以上，周围为10°的辐射角为圆锥）3AP1000核电厂构筑物、系统和部件(SSC's)

震设计要求概述（12/18）4/27/202324第二十四页，共44页。3.2抗震耦合分析（2）不同抗震类别的SSC之间相互作用与防护设计3AP1000核电厂构筑物、系统和部件(SSC's)

震设计要求概述（13/18）4/27/202325第二十五页，共44页。3.2抗震耦合分析（3）阻尼值的耦合设计AP1000核电厂SSC抗震设计中所采用的某些阻尼值比R.G1.61规定更为详细。如管道阻尼值加入了ASME规范案例N-411-1的要求，该阻尼值与管道固有频率之间关系如图3.2-5所示。3AP1000核电厂构筑物、系统和部件(SSC's)

震设计要求概述（14/18）4/27/202326第二十六页，共44页。3.2抗震耦合分析（3）阻尼值的耦合设计3AP1000核电厂构筑物、系统和部件(SSC's)

震设计要求概述（15/18）4/27/202327第二十七页，共44页。3.2抗震耦合分析电缆托架阻尼值与输 入楼面加速度关系如图3.2-6所示。3AP1000核电厂构筑物、系统和部件(SSC's)

震设计要求概述（16/18）4/27/202328第二十八页，共44页。3.3设备抗震鉴定（EQ）AP1000设备的抗震鉴定是合格鉴定程序之一，它在机械设备、仪控设备、阀门、电气和机电设备、电缆、贯穿件等方面的抗震技术规格书中严格规定了鉴定方法、步骤、允许值等内容。IEEE-344仍是设备抗震鉴定的主要依据标准。设备（包括管道）的支承设计必须得到保证，设备支承尽量作为刚性设计（大于33Hz），确保SSE下不跨塌。3AP1000核电厂构筑物、系统和部件(SSC's)

震设计要求概述（17/18）4/27/202329第二十九页，共44页。3.3设备抗震鉴定（EQ）电气、仪表、传感器等设备主要通过试验方法给予鉴定。要求输入为五次1/2SSE和1次SSE。其阻尼均按SSE来取值。管道支承在不同楼层或不同厂房之间，由于SSE地震使支承相对位移虽在管道中产生的是属于二次应力，仍放在D级限制中给予评定，并应在允许限值以内。3AP1000核电厂构筑物、系统和部件(SSC's)

震设计要求概述（18/18）4/27/202330第三十页，共44页。4.1核电厂地震停堆要求AP1000遵照10CFR50附录S（97）、R.G1.12、R.G1.66与ANSI/ANS-2.2（2002）要求。由于抗震设计中取消OBE，所以要求当核电厂最大地面加速度超过1/3SSE=0.1g时全厂停运并检查。4核电厂地震停堆要求与决策（1/3）4/27/202331第三十一页，共44页。4.2地震检测中的停堆判别准则为：自由场△速度反应谱或加速度反应谱是否超出；△加速度时程上的累计绝对加速度（CAV）是否超出。基础△速度反应谱或加速度反应谱是否超出。厂外的地震级与烈度是否超出4核电厂地震停堆要求与决策（2/3）4/27/202332第三十二页，共44页。4.3核电厂震后决策流程4核电厂地震停堆要求与决策（3/3）4/27/202333第三十三页，共44页。5.1SMA的目的和意义美国NRC发布的NUREG/CR-4334(1985)提出核电厂“抗震裕度评价（SMA）”方法。定义为：“会威胁核电厂的安全，尤其是会导致反应堆堆芯损伤的地震运动水平。这种裕量可以扩展到电厂中某个特定的构筑物、系统和部件。”NRC-SECY-93-087要求先进轻水核电厂“PRA见解将用于支持地震事件中的裕度类型进行评价，依据PRA的SMA将高置信度低失效概率（HCLPF）；以及在等于12/3倍的SSE设计基准地震地面加速度时分析导致堆芯损坏或安全壳失效所有序列的脆弱程度。”5AP1000核电厂抗震裕度评价（SMA）（1/10）4/27/202334第三十四页，共44页。5.1SMA的目的和意义在ALWR-URD中要求标准核电厂必须进行SSCs的SMA。通过SMA可以使核电厂确切了解到重要与安全相关的构筑物、系统和部件在抗震上的弱点，可以及时改进设计或建后采取措施。5AP1000核电厂抗震裕度评价（SMA）（2/10）4/27/202335第三十五页，共44页。5.2SMA要求标准核电厂选用“抗震裕度地震（SME）”为SSE的12/3倍，即0.312/3＝0.5g。核电厂通过SMA能证明在超过设计基准地震SSE＝0.3g后，其重要的SSC仍具有“低概率高置信度和低概率失效（HCLPF）”的抗震能力，要求达到小于5％失效概率与大于95％置信度。5AP1000核电厂抗震裕度评价（SMA）（3/10）4/27/202336第三十六页，共44页。5.3SMA内容主要包括抗震脆弱性分析（SFA）和电厂故障树分析两大部分。抗震脆弱性分析（SFA）是应用概率论统计方法来评估关键构筑物、管道和部件对于抗震的脆弱程度（Fragility）的分析、试验或经验借鉴，获得抗震脆弱性曲线。通过电厂始发事件建立一个事件树并进行故障树序列分析——以描述地震引起触发事件是否会丧失其功能（图5.3-1）5AP1000核电厂抗震裕度评价（SMA）（4/10）4/27/202337第三十七页，共44页。5AP1000核电厂抗震裕度评价（SMA）（5/10）5.3SMA内容脆弱分析 ▴HCLPF值用对数正态分布函数乘上中值来确定抗震裕度 ▴HCLPF值具有95％高置信度、不超过5％失效概率HCLPF=中值量.其中：中值量（Mc）=平均量.平均量Am表示平均峰值地面地震量，由应力和强度设计裕量因素的乘积

=每个设计平均裕量因子=名义地震峰值地面量=标准复合偏差=确定的强度因子、可变强度因子、材料阻尼、非弹性能量吸收、延性、以及分析与模型的误差g501000P(g)4/27/202338第三十八页，共44页。5.3SMA内容5AP1000核电厂抗震裕度评价（SMA）（6/10）4/27/202339第三十九页，共44页。5AP1000核电厂抗震裕度评价（SMA）（7/10）名称Mpga值（g）HCLPF值（g）屏蔽厂房顶——拉紧环//0.74屏蔽厂房顶——柱//0.60安全壳——屈服1.570.410.61安全壳——倾翻5.740.621.38安全壳导流支承//1.40内部结构和IRWST箱//0.755.4部分构筑物、系统和部件的抗震裕量HCLPF值厂房/构筑物