文档介绍：AP1000核电厂抗震设计简述
姚伟达
上海核工程研究设计院
2010年9月
1 AP1000核电厂抗震设计的主要特点与遵循的法规、规范和标准
2 AP1000核电厂构筑物、系统和部件(SSC’s)的抗震分类与设计要求
3 AP1000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
5 AP1000核电厂抗震裕度评价(SMA)
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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
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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——
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
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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)
《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)
《抗震设计分类》(2007)
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遵循的主要法规、规范和标准
《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)
《核电厂设计反应谱》
《核电厂抗震设计的阻尼值》(2007)
《核电厂地震仪表》(1997)
《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)
ASME BPVC,第III卷
IEEE 344《推荐核电厂1E级设备抗震鉴定的实施方法》(2004)
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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
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(1)抗震I(C-I)

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。
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(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。
《运行核电厂防火要求》的抗震I类物项。
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(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,