地震加速度变化对阀门鉴定的影响分析及应对方案

核电厂设计中阀门的抗震要求普遍选用包络地震加速度值。由于厂址或设计要求的变化,可能导致核电厂的包络地震加速度提高,将会对已有样机鉴定的覆盖性产生影响。结合国内外工程实践及法规、标准的要求,分析确定在不同情况下供货商所需进行相关分析或试验的原则性要求。结合法规中给出的原则要求,给出了阀门抗震鉴定过程中不同试验方法下对应的输入参数要求。     

AP1000所遵循的抗震设计要求及其与我国法规、标准的比较

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...     

辽宁核电站设计地震的评定

本文介绍了辽宁核电站两个预选厂址的设计地震——安全停堆地震和运行基准地震以及地面运动加速度值的评定。     

核电厂放射性废气处理工艺设备的抗震设计要求

从放射性释放的角度出发,分析了核电厂放射性废气活性炭滞留处理工艺设备的抗震设计要求。分析表明:气体冷却器、气水分离器均应设计成非抗震类设备,结构设计需要满足一般工业标准;活性炭保护床、活性炭延迟床均为具有特殊抗震设计要求的设备,设计需要满足运行基准地震(OBE)的抗震设计要求。     

先进轻水反应堆核电厂取消运行基准地震的原因和措施

在先进轻水反应堆业主文件(ALWR-URD)中提出对核电厂抗震设计取消运行基准地震(OBE)的要求,其观点是没有必要执行OBE和SSE两套完整的抗震分析方法.美国核管理委员会(NRC)有关部门也讨论了从安全停堆地震(SSE)如何消除OBE影响的问题,认为OBE不应当控制安全系统的设计,并根据过去核电厂抗震设计研究与经验编制了相应的备忘录,于1993年得到NRC批准.本文根据该备忘录内容整理了两大问题:取消OBE的背景和原因,取消OBE后所采用的措施和方法.并从核电厂构筑物、管道、支承件、设备以及电厂震后决策等几方面的抗震要求进行了论述.     

核电站冷却用电机抗震性能鉴定及裕度分析

根据相关核安全法规,核电站的冷却水泵用电机为核安全2级,必须确保承受若干次安全停堆地震(OBE)和运行基准地震荷载(SSE)荷载之后,仍能保持结构完好性和安全运行功能。本文通过模拟地震振动台设备对1台1E级冷却水泵用电机进行白噪声和若干次人工波激振,获取了电机的基本动力特性,并通过在试验过程中对电机功能的监测和试验数据的分析,结论表明该电机在各地震工况下结构完好,各功能指标在抗震试验前后无明显变化,满足抗震要求。利用高置信度低概率失效(HCLPF)来量化设备的抗震裕度(SMA),采用核电站抗震裕度评估方法 EPRI NP-6041-SL中易于实施的保守的确定论失效裕度(CDFM)分析方法,合理选取其反应谱削波因子、抑制因子等主要参数,计算其抗震裕度比例因子,得到该电机的抗震裕度。     

先进轻水反应堆业主要求文件（ALWR—URD）中对核电厂抗震设计要求

“先进轻水反应堆业主要求文件(ALWR—URD)”的宗旨是明确美国电力公司对先进轻水堆核电厂的要求。对URD中关于核电厂抗震设计，特别是对核电厂构筑物、系统和设备的抗震分类、取消OBE地震后的抗震设计要求等方面提出的修正意见．以及对核电厂抗震裕度和地震风险评价提出的初步要求，本文作了全面的总结，在关键处浅讨了看法。供新核电厂设计中参考。     

核电站地震概率风险评价

一、引言在地震多发地区建核电站必须考虑两个问题,构筑物抗震能力和电站各系统的抗震能力。在进行如此复杂而庞大的核电站的上述抗震能力的分析时,通常是通过两个途径来进行:一条是所谓的确定论的途径,根据地震部门提供的地震资料确定运行基准地震     

不同法规关于核电厂设计地震动合成的技术要求比较

详细介绍了我国核电厂地震安全评价及抗震分析与设计中用到的多部国内外的法规、标准和导则的技术规定,对其技术背景和要求进行了深入比较和分析,结合工程实践给出了相关的评述和应用建议.     

不同法规关于核动力厂竖向地震动要求的分析

基于竖向地震动在核动力厂抗震分析及其在设备抗震试验鉴定中的重要性,本文总结了中国核电工程引用的法规在竖向地震动方面的规定,依据各个法规内容解读可能确定的竖向地震动,从而确定了4种相应的竖向地震反应谱。最后,结合中国核动力厂地震安全性评价要求以及压水堆M310、EPR、AP1000和CAP1400等机组竖向地震动设计的实际情况,说明竖向地震动的选取应区分近场、远场地震的影响,中国现用的法规和规范仍需进一步完善竖向地震动选取的规定。本研究结果可为我国核动力厂抗震设计和核安全审评提供参考。     

大亚湾核电站反应堆厂房楼层反应谱分析评估

大亚湾核电站核岛厂房的抗震分析遵循技术输出国-法国M310型机组的土建技术规范RCC-G,采用简化的阻抗函数法计算地基岩土的作用.根据大亚湾厂址的地基岩土特点,拟采用更为精确的三维连续半空间边界子结构法来考虑地基岩土的作用,并与原设计进行对比.另外,在原设计中采用多组时程作为地震输入,取各组计算结果的平均值作为设计值的基础(称为"平均"法).在研究中基于相同的时程,拟分别采用"平均"法和更为常用的"包络"法,处理多组时程的响应.基于上述两方面,通过反应堆厂房的地震响应计算,得到核电站系统设备重要的设计基础数据-楼层反应谱(FRS),并将计算的楼层反应谱同设计谱进行比较,从而对设计方法及其结果进行评估,为电站的抗震设计裕量评估和安全管理提供可资参考的结论.     

核电厂抗震设计取消OBE原因和措施浅析

通过分析对比美国核管理委员会(US NRC)和美国电力研究院(EPRI)出版的文件,结合核一级管道应力比的统计数据,对核电厂抗震设计中取消运行基准地震(OBE)的原因进行分析。结果表明,降低OBE对安全停堆地震(SSE)的比例,并且在抗震分析中不再把OBE作为直接的载荷因素,仅作为停堆检查的限值,能够达到优化核电厂抗震设计的目的。为了防止因此而降低核电厂抗震方面的安全性能,还需制定相关措施。     

核安全审评中的竖向地震反应谱

介绍了民用核设施抗震设计的基本要求.从地震反应谱的基本概念入手,分析了核安全审评中应该关注的厂址地震反应谱和设计地震反应谱.从区分绝对反应谱和相对反应谱入手,剖析了竖向地震反应谱和水平地震反应谱之间的区别及联系,并就我国目前实际情况,对厂址竖向地震反应谱的确定提出了建议.     

核电厂海域取水工程抗震分类及分析方法探讨

核电厂取水构筑物抗震分类主要从厂址防洪和冷源取水两方面考虑.基于核电厂抗震分类国内外标准、抗震设计方法和国内工程实践,建议将含有重要厂用水且有防洪功能的取水明渠防波堤确定为安全相关土工构筑物,验证其在SL-2地震动下的整体稳定性.考虑到核电厂物项分级发展和核安全法规对超设计基准自然灾害的防护要求,海工构筑物稳定分析应适...     

原子能发电厂的安全性与可靠性(Ⅱ)(三)

3 安全性、可靠性完善和改进的考虑3.1 在完善安全性、可靠性方面所做的工作 （1）保证和提高安全性、可靠性 日本的核电站,依据法规局的规定,在设计、建造、运行各个阶段都有严格的安全法规规定,同时每年还进行一次定期检查,对于电站工作人员进行全面的、深入的质量保证、自检、运行人员的教育培训。实施官民一体的安全保证措施,希望从重视定期检查、“预防性维修”这种做法来保证和提高电站的安全性和可靠性。这种预防性维修的做法与机器和设备出现了故障进行修理和更换的做法不同,它是在出现故障之前,早期发现一些很小的缺陷,尽快地进行修理和更换。为此,通过INPO（In-stitute of Nuclear Power Operation）财团法人所属的电力中央研究所的原子能情报中心,建立收集机器、设备以往的运行和维修情况或国内外其它电站的故障、不运行情报,掌握故障和不运行事例,有必要的话尽快反映的体制。 同时,为了尽可能地控制机器故障,工作人员判断、操作失误,在保证机器设备质量、熟悉运行操作技术以及设计上尽可能地考虑在人-机接口等方面多做些工作。 这样,在保证和提高安全性、可靠性方面努力工作的目的,就是为了使我国的核电站成为世界上具有高可靠性的电站。 但是,要知道目前高可靠性的核电站不是在引     

核电站关键设备存储装置的抗震性能研究

本文应用ANSYS软件对安全壳设备闸门的存储装置建立了完整的有限元模型,分析了设备闸门存储装置在OBE地震工况下的结构强度。本文在模型中采用壳单元对设备闸门组件和存储装置全部建模,以模拟实际工况下的整体结构,并对设备闸门存储装置抗震性能进行分析。研究结果表明,在OBE地震工况下,存储装置整体钢结构和所有连接螺栓强度均满足RCC-M规范的要求。本文采用有限元分析方法,通过模态分析和响应谱分析,对设备闸门存储装置的抗震性能进行了研究,该方法对设备闸门存储装置的抗震设计和校核具有一定的意义,同时,适用于乏燃料干式存储设备装置的抗震设计。     

核电站地震设计输入载荷

本文简要介绍目前确定核电站地震设计输入载荷的方法,特别是对软土地基上建造的核电站,需进行自由场地层反应分析。文中结合实例,分别给出了某电站基础部位的远、近场设计谱,用场址远、近场设计谱作为地震设计输入载荷更符合实际。     

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。     

秦山核电厂的厂址选定

本文简要介绍了我国第一座300MW压水堆型核电站——秦山核电厂的厂址选定情况。文中对已选定的秦山厂址的地理、地质、地震、水文、交通、电网、环境等都作了简要描述,并进行了一定的评价,指出该厂址选定的主要理由。文中还扼要介绍了秦山核电厂的总布置情况。     

中国实验快堆地震监测系统设计

本文从中国实验快堆的厂址特性入手,系统地介绍了中国实验快地震监测系统所遵循的法规和标准及整个系统的功能和结构特点。