高温气冷堆压力容器侧向支承地震易损性的敏感性分析

反应堆压力容器（RPV）侧向支承是高温气冷堆地震风险的关键贡献物项，对于反应堆地震安全至关重要。本文确定了高温气冷堆RPV侧向支承的地震易损性变量，分析出易损性变量因子的合理取值，计算得到侧向支承的地震易损性曲线和高置信度低失效概率（HCLPF）抗震能力，挑选出易损性变量中的关键参数，并研究了RPV侧向支承HCLPF抗震能力对易损性关键参数的敏感性。结果表明，侧向支承的抗震能力明显高于设计基准地震动，易损性对于关键参数变异并不敏感。      

核电厂厂址设计地震动参数影响关键因素分析

基于中国核电厂选址的46个工程场地地震安全性评价资料,分析不同地震危险性分析方法计算结果对厂址设计地震动参数确定的控制作用,并对地震危险性分析概率方法计算结果及确定性方法中的构造地震影响、弥散地震影响计算结果进行统计分析。研究表明:在地震活动性较弱地区,厂址设计地震动参数主要由确定性方法计算结果控制,峰值加速度和高频加速度反应谱值由弥散地震计算结果控制,在这类地区基于厂址设计地震动的核电工程建设将具有更高的抗震安全裕度;在地震活动性相对较强地区,厂址设计地震动参数更可能由概率方法计算结果控制,部分厂址的概率方法计算结果(特别是低频加速度反应谱值)远大于确定性方法计算结果;中国核电厂厂址设计地震动参数确定总体上具有较高保守性。     

高温气冷堆蓄电池组地震易损性研究

为验证核电厂发生地震外部事件时的电力安全，需要对蓄电池组进行抗震鉴定试验。本文以高温气冷堆（HTR）核电厂安全级蓄电池组为研究对象、以安全级蓄电池组抗震鉴定试验数据和工程经验为基础，通过识别、量化蓄电池组的地震易损性变量，并应用基于试验的易损性分析法推导出地震易损性曲线和高置信度低失效概率（HCLPF）抗震能力。研究结果表明，安全级蓄电池组的抗震能力远高于核电厂设计基准地震动需求。      

重要厂用水系统地震情况下可靠性分析

重要厂用水系统是核电厂重要的安全系统之一,其失效概率通常由系统可靠性分析获得。而地震情况下设备的失效概率是地震动峰值加速度的函数,且地震的发生又具有随机性,目前概率安全评价中传统的故障树分析方法对此种情况缺乏足够的处理能力。本文采用蒙特卡罗模拟方法解决条件概率的问题,针对地震情况系统可靠性分析,提出了评价模型,并对核电厂重要厂用水系统进行了分析计算,得到地震情况下重要厂用水系统的年失效概率为1.46×10^-4。计算结果与设备抗震性能数据符合,验证了分析模型的合理性。     

核电厂构筑物和设备高置信度低失效概率抗震能力值的计算方法

计算核电厂构筑物、系统和部件(SSC)的高置信度低失效概率抗震能力值(HCLPF)是地震概率安全评价(SPSA)、地震裕度评价(SMA)的一个重要步骤.介绍在工程上常用的3种计算SSC HCLPF值的方法:概率易损性方法、保守的确定性失效裕度(CDFM)方法以及通过试验数据获取HCLPF值的方法,并对比研究近年来在计算HCLPF值方法上的新进展,最后给出了计算HCLPF值的一些建议.     

基于抗震鉴定试验的开关柜的抗震裕度分析

核电厂发生超过设计基准地震后,需要进行抗震裕度分析以便于识别核电厂的薄弱环节。本文利用高置信度低概率失效来量化设备的抗震裕度,采用保守的确定论失效裕度和易损性分析两种方法,计算了核电厂设备的高置信度低概率失效,梳理了两种方法的计算步骤,明确了计算过程中关键参数的取值范围。利用两种方法计算基于抗震鉴定试验的开关柜的高置信度低概率失效。     

百万千瓦级核电厂地震风险评价和见解

针对特定百万千瓦级压水堆核电厂开展地震概率风险评价,开发了电厂特定的地震危险性曲线和设备的地震易损度曲线,建立地震概率风险评价模型并完成定量化,给出地震风险结果和见解。结果表明,该特定电厂地震风险水平较低,在0.3g～0.6g地震动水平区间内地震风险贡献最为突出。     

基于广义条件谱的某核电厂安全壳多元地震易损性分析

本文基于我国场地广义条件谱，对我国某核电厂安全壳进行了多元地震易损性研究。给出了我国场地向量型概率地震危险性分析与分解理论，提出了我国场地广义条件谱生成方法和步骤，生成了我国算例厂址广义条件谱，选取了场地相关地震动记录，基于多元地震易损性分析方法，生成了算例厂址安全壳结构多元地震易损性曲面。分析结果表明：核电厂安全壳地震易损性分析结果对多个地震动强度参数都较为敏感，基于增量动力分析等解析地震易损性方法，能够得到更为精细化易损性分析结果。考虑多个地震动强度参数的地震易损性分析结果，可为更为精细化核电厂地震风险提供研究基础。     

储液容器地震易损性参数计算

本文介绍了核电厂设备的易损性分析方法以及易损性模型的参数化计算方法。对核电厂中的典型储液容器应急补水箱（ASG水箱）使用Housner质量-弹簧简化模型进行了分析。对ASG水箱的各项易损性参数进行了计算，绘制出其易损性曲线，并得出高置信度低失效概率（HCLPF）值。结果表明：ASG水箱的HCLPF值低于安全停堆地震（SSE）水平，属于抗震能力较低的设备，需在结构上进行加强。     

考虑竖向地震动影响的某核电安全壳地震易损性研究

核电厂等重要基础设施的抗震设计和评估需要考虑竖向地震动影响,目前竖向地震动对核电安全壳地震易损性影响研究还较少。本文进行了考虑竖向地震动影响的核电安全壳地震易损性研究,分析了以水平向场地相关谱为目标谱选取的地震动记录的不足,提出了同时匹配水平和竖向场地相关谱的地震动选取方法,选取了指定场址的水平和竖向地震动记录。采用增量动力分析方法,基于选取的水平和竖向地震动,分别进行核电安全壳水平向地震动作用下与水平和竖向地震动联合作用下的易损性分析。采用基于混合易损性数据的易损性分析方法,得到了具有置信度的易损性曲线和高置信度低失效概率。分析结果表明：竖向地震动对安全壳抗震能力和地震易损性有较大影响。     

考虑知识不确定性的核电厂地震易损性概率模型研究

考虑知识不确定性的地震易损性模型公式是核电厂地震易损性分析的理论基础,包括具有置信度的易损性公式和平均值易损性公式。本文分别对两类公式进行了推导,分析了公式中参数的相互关系,研究了基于两类易损性公式分别得到的高置信度低失效概率值的关系。分析结果表明:基于易损性的不确定性角度的公式推导丰富了具有置信度易损性公式的内涵;对于具有置信度的易损性模型公式,失效概率与置信度服从某种分布,且两类不确定性对失效概率具有不同影响;两类不确定性的对数标准差取值相近时,两类高置信度低失效概率能力值近似相等。     

蒸汽发生器非线性支承系统的抗震能力分析

计算核电厂设备的高置信度低失效概率(HCLPF)抗震能力是地震概率安全评价、地震裕度评价的一个重要步骤。以蒸汽发生器支承为研究对象,建立其详细的非线性有限单元模型,通过逐步增大地面运动水平,反复计算系统的响应,最后得到蒸汽发生器支承的抗震能力,并与通过确定性失效裕度法得到的HCLPF进行比较。结果表明,两者的计算结果差别较大。本文建议对于非线性较强的设备需采用非线性时程分析方法计算设备的HCLPF。     

地震概率安全分析中地震易损度不确定性分布的研究

核电厂地震概率安全分析(PSA)中,构筑物和设备的地震易损度是在给定地面运动强度条件下的条件失效概率。地震易损度的不确定性分布较为复杂,在地震PSA定量化过程中难于处理。本文针对地震易损度的数学模型进行研究,采用数值方法求解地震易损度的均值和方差。在均值和方差相等的条件下,以几种常见的不确定性分布类型近似地震易损度的不确定性分布。通过比较可以看出,Beta分布可以较为准确地描述地震易损度的不确定性分布。     

核电厂地震PSA中HRA方法研究

在调研外部事件人员可靠性分析（HRA）的发展历史及方法缺陷的基础上，研究了当前国内外外部事件HRA技术标准，并以某核电厂地震概率安全评价（PSA）中的人因事件为研究对象开展方法研究，说明了地震场景HRA与内部事件HRA的不同点，明确地震人员响应的流程，阐述地震场景下HRA方法，使其得到的分析结果更加接近外部事件的实际情况，并可为外部事件PSA的开发提供技术依据。      

CDFM方法在秦山核电厂SMA中的应用

抗震裕度评价（SMA）是核电厂地震安全评价的方法之一,而计算构筑物、系统和部件（SSC）的高置信度低概率失效（HCLPF）值是开展抗震裕度评价的重要内容之一。本文介绍了HCLPF值的定义和计算HCLPF值的保守的确定论失效裕度（CDFM）方法。结合秦山核电厂抗震裕度评价,以应急柴油发电机组和主控制楼为例说明了CDFM方法在核电厂SMA中的应用。通过计算得到了大部分SSC的HCLPF值,为秦山核电厂SMA工作的顺利开展奠定了基础。     

堆芯补水箱地震易损性分析

本文采用有限元软件ANSYS建立AP1000核电站堆芯补水箱（CMT）三维有限元模型，通过模态分析获得其结构特征，采用时程分析法较为真实地模拟CMT地震下响应。通过地震易损性数学模型，对CMT的各项易损性参数进行分析，获得了其抗震能力中值A_m、随机性标准差β_R以及不确定性标准差β_U，计算出其高置信度低失效概率（HCLPF）值。结果表明：CMT的HCLPF值明显高于设计安全停堆地震强度0.3g，说明其具有较高的抗震能力，且HCLPF值略高于采用确定论方法得到的值。对易损性参量误差敏感性分析发现β_R取值变化对CMT的条件失效概率和HCLPF值影响较小，可简化部分随机性误差的考虑，使得易损性分析更简洁。     

地震下非能动堆芯冷却系统可靠性分析

地震情况下核电站非能动堆芯冷却系统（PXS）能否可靠运行对核电站的安全性有着重要影响。本文采用故障树方法分析计算了PXS各部件在峰值地面加速度（PGA）为0.5g、1.5g、2.5g情况下的失效概率以及各部件对系统失效的贡献，并与《AP1000概率安全分析报告》中的抗震裕量分析（SMA）方法的结果进行比较，分析部件的抗震能力。结果表明：本文方法计算的条件失效概率和各部件对系统失效的贡献与SMA方法的结果基本相符。本文方法可为AP1000等非能动核电站的安全分析提供参考。     

设备地震易损性分析方法研究

地震PSA可以找到核电站在地震中的薄弱环节,是评价地震对核电厂影响的一种有效的方法,易损性分析是其中重要的一个步骤.本文介绍了设备地震易损性的概念,给出了地震易损性的数学模型,讨论了设备在地震情况下的失效模式判定问题,重点研究了易损性参数及其量化的两种方法:基于分析的方法和基于测试的方法,最后得出中值易损性、随机性和不确定性分布以及HCLPF(高可信度低失效概率)能力的计算公式.另外,设备地震易损性分析需要使用真实地震经验数据、测试数据和分析数据,这些都需根据特定电厂的需要进行收集和完善.     

核电厂地震概率安全评价中的电气设备易损度计算

随着福岛事故的发生,核电厂外部事件概率安全评价工作的重要性被各国核安全当局所认同。而地震,作为核电厂最为主要的外部事件,其对应的概率安全评价工作便更为人们所重视。易损度计算是完成地震概率安全评价的关键技术环节,其结果将被使用作概率安全评价事故序列模型的输入条件。因此,易损度计算的准确性和正确性对地震概率安全评价工作最终结论的影响也就不言而喻了。本文首先总体性介绍了设备易损度计算的基础数学模型,随后详细描述了核电厂地震概率安全评价中电气设备易损度计算的操作步骤,并重点探讨了电气设备功能失效模式下对试验反应谱和要求反应谱的处理简化技巧,最后通过具体算例阐述了电气设备易损度计算过程中的注意事项和简化技巧应用。     

基于随机模拟一致危险性谱的核电厂抗震性能分析

为改善概率地震危险性分析对震源传播特性考虑的不足，提出采用随机模拟与概率地震危险性分析结合的方法，充分考虑反应谱生成中震源机制、传播路径和场地效应等影响，生成更为精确的一致危险性谱。结合核电厂具体场地条件对场地近两千年的历史地震进行模拟，并生成同一超越概率下的一致危险性谱（UHS）。为了比较已有的厂址谱（SL-2）和安评报告中的UHS及美国RG1.60谱所生成的地震动对结构抗震性能的影响，以某核电结构为例，建立三维有限元模型，进行动力时程分析。结果表明：不同反应谱对结构的动力响应差别较大，UHS与SL-2对结构的响应较为接近，且略大于SL-2，但小于美国RG1.60谱。基于随机模拟方法生成的一致危险性谱可为核电厂抗震设计提供参考。