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《核标准计量与质量》2016,(2)
正本标准为评估核设施厂址地面永久变形提供准则和指导。地面永久变形(PGD)是因构造面断层破裂和变形所导致的。本标准的目的在于为执行概率性断层位移风险分析(PFDHA)、地表破裂风险和概率性构造面变形风险(PTDHA)以及伴随隐伏断裂位移所导致的地表变形提 相似文献
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本文概述了美国核管会(NRC)在管理导则RG1.208中推荐确定电厂特定地震振动的基于性能(PB)的方法,该方法用来确定新建核电厂的安全停堆地震动(SSE)。对于美国中东部地区(CEUS),RG1.208中推荐的调整系数为DF=max(1,0.6×AR0.8),其中AR来源于概率地震危险性分析(PSHA)的结果(地震危险性曲线)。以美国东部运行核电厂址的地震动峰值加速度(PGA)超越概率曲线和物项易损性曲线为例,论述了地震动反应谱调整系数(DF)的确定过程。基于我国核电厂址的概率地震危险性分析结果,采用基于性能(PB)方法的思路,给出了适用于我国的地震动反应谱调整系数的近似公式。 相似文献
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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。 相似文献
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本文根据核动力厂的工程特点和核安全法规的规定,讨论了当前在核动力厂厂址地震及地质调查工作中提出的地质勘探、地震构造区(带)划分、地震小区划、断层调查、区域稳定性分析、地震基本烈度复核和调查任务的分解等问题,并阐明了在调查工作中应遵循的基本原则。 相似文献
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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。 相似文献
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不同输入界面对AP1000核岛结构设计地基地表地震动的影响 总被引：1，自引：0，他引：1
在核电厂地震安全性评价中,中国规范是依据剪切波速定义的基岩面,与美国规范不同。本文基于AP1000核岛结构设计地基的场地参数模型,分别选取各个规范中定义的剪切波速700、1100、2438 m/s基岩层作为地震反应分析的输入界面,采用中美两国通用的土层地震反应分析程序计算,定量分析选取不同地震输入界面时同一地震波、同一特定场地模型的地表加速度峰值和反应谱的差异值,结果表明地震输入界面的不同,AP1000核岛结构设计地基的同一场地土层模型地表地震加速度反应谱频谱特性产生较大的变化,地表加速度峰值差异高达2.25倍,故本文建议在AP1000核电厂地震安全性评价中应基于剪切波速为2438 m/s的基岩层作为土层地震反应分析程序的地震输入界面。本文的研究结果可供后续研究和核电工程建造应用参考。 相似文献
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沃克巷是西部大盆地中NW向延伸的地带,长700km,宽100—300km。Krantz的奇数轴模式被用来建立内华达西部沃克巷中沃克湖和Excelsior-Coaldale两构造片的三维应变模型。地震震源机制断层/辅助平面与航天飞机成像雷达-B(SIR-B)图像上的一条构造线平行或近于平行。地震震源机制表明Excelsior-Coaldale构造片断层为走向滑动,而沃克湖构造片断层以倾向滑动为主,三维应变分析表明沃克湖构造片应变椭球体为拉长型,而Excelsior-Coaldale构造片应变椭球体为压扁型。沃克巷内两构造片应变椭球体的差异可归因于区域性的沃克巷构造剪切不是一条贯穿性走滑断层而是容纳了两个独立的构造片。三维应变的差异可能与两构造片流变特性各向异性有关,也可能与中生代构造继承有关。 相似文献
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以构造地质学和水成铀矿理论为指导,从构造运动和构造变形等两方面分析伊犁盆地南缘铀成矿构造地质条件,认为由新构造运动引起的次级构造变动是控制和改造层间氧化带砂岩型铀矿床的主导因素,而且构造作用在伊犁盆地南缘东、西部存在着差异性。西部主要是中新生代次级构造运动造成掀斜使盆地边缘部分地层暴露地表,遭受风化剥蚀,有利于大型铀矿床的形成;东部以断裂和褶皱构造变形为主,不但使地层暴露地表而且使铀重新分配,有利于中小型铀矿床的形成。 相似文献
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从四川汶川大地震审视核安全 总被引：1，自引：0，他引：1
汶川地震的规模和龙门山断裂在地震中的破裂长度,与地震前的认识存在很大差别;核设施的地质地震工作要求与大型水利水电工程有很多相同之处,在岷江上紫坪铺水库所遭受的地震和断层影响可用来反思核电厂厂址的地质地震工作;发震构造不能与能动断层等同,它们是被动与主动的连带关系,厂址附近范围的地质调查主要是查明能动断层;在核设施的地质地震工作中需强化调查,对地震动参数需保守考虑。 相似文献
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概述地震危险性分析中不确定性的来源、类别、不同类别不确定性的特征。采用逻辑树模型处理不确定性,通过算例说明不确定性对厂址地震危险性评价结果的影响。讨论在进行核电厂地震风险评价时如何考虑地震危险性分析中的不确定性。 相似文献
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地震概率风险评估可分别基于地震风险解析函数和风险卷积函数实现。本文推导了地震风险解析函数,分析了地震风险解析函数蕴含的两个基本假设和两个近似,分别基于地震风险解析函数和风险卷积函数计算了我国某核电厂安全壳地震风险。结果表明：采用幂指数函数近似地震危险性极值Ⅱ型分布对风险结果无影响;对于算例厂址,地震风险解析函数中KH和kⅠ为常数的近似会高估核电厂安全壳面临的地震风险;我国核电厂安全壳结构地震风险较低,具有较大安全裕量。建议采用地震风险解析函数初步评估我国核电厂安全壳地震风险。 相似文献
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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。 相似文献
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论述了核电厂地震概率安全评价（PSA）定量化方法和工具的现状,指出了定量化工具面临的挑战和存在的问题。根据定量化的概率论本质,提出了计算方法。以我国某核电厂厂址多方案概率地震危险性分析（PSHA）结果和核电厂地震响应分析给出的最小割集为例,展示了计算方法的应用过程,分析了地震动参数和置信度参数对定量化计算结果的影响。结果表明,针对置信度参数进行拉丁超立方采样,采样次数较小时即可给出地震导致的核电厂堆芯损坏频率（SCDF）的稳定估计值;通常情况下,设备失效对SCDF的贡献最大,厂房失效的影响相对较小;地震动年发生率对SCDF的贡献需要根据工程场地的位置进行具体分析。 相似文献
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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。 相似文献