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核電工程結構抗震設計研究綜述_林皋_圖文

第 42 卷 第 19 期 2011 年10 月
文章編號:1001 - 4179(2011)19 - 0001 - 06

人民長江 Yangtze River

Vol. 42,No. 19 Oct. , 2011

核電工程結構抗震設計研究綜述(Ⅰ)

林皋

( 大連理工大學 工程抗震研究所,遼寧 大連 116024)

摘要:2011 年 3 月日本大地震所造成的福島第一核電站事故給核電工程結構的抗震設計提出了新的挑戰。

闡述了核電結構抗震設計的基本原則和防護要求,并以日本、美國、中國等國家核電工程為例,介紹了各國的

抗震設防標準、設計工況,對各國核電抗震設計規范標準作了對比分析。同時,以水電工程大壩設計為例,介

紹了考慮地震發生概率及大壩易損性的大壩地震風險計算方法,以期應用于核電工程抗震設計中。

關 鍵 詞:設計地震; 設計工況; 荷載組合; 地震風險分析; 核電工程抗震

中圖法分類號: P315. 9

文獻標志碼: A

2011 年 3 月日本東北海域發生的大地震造成福 島第一核電站事故,引起了全世界的關注。為此,德國 作出了到 2022 年前分批關閉所有 17 座核電站的決 定; 日本表示將調整能源政策,計劃在 21 世紀 20 年代 前期將太陽能、風能等可再生能源占總電力的比例提 升至 20% 以上; 歐盟決定提高現役核電站安全標準。 但多數核電生產能力較強的一些國家如美國、法國、英 國、俄羅斯等仍表示將繼續支持核能發展,只是應吸取 此次事故的經驗教訓。根據對我國能源形勢的分析, 為了達到節能減排的要求,在確保安全的基礎上今后 我國高效發展核電的方針不會改變。
目前首要的挑戰是提高核能的安全性,核電工程 結構的抗震能力是保障核電安全的重要內容之一。日 本福島第一核電站的事故和柏崎 - 刈羽核電站的事故 都是抗震能力不足的表現。為此,作者根據多年從事 核電工程結構抗震研究的體會,對核電工程結構抗震 設計的發展現狀及其特點談一點個人的看法,以供同 行們討論。
1 核電結構抗震設計的基本原則和防護要求
核電廠有關建筑物和構筑物設計的基本原則為:

① 與核安全有關建筑物、構筑物、系統和部件的設計 必須能經受住諸如地震、龍卷風、颶風、洪水、海嘯等自 然災害的襲擊。有的國家還要求能抵御飛機和火箭的 撞擊。② 與核安全有關的部件和設施必須具有足夠 的安全裕度,以保證在假想的、單一故障情況下,整個 安全系統仍能保障其安全功能,在該系統內的單個子 系統或部件的故障不會妨礙安全系統執行其安全功 能。例如,核電廠在遭遇意外事故時,反應堆芯的應急 冷卻系統( ECCS) 應設計成兩個獨立的“序列”或“子 系統”,每個序列都能在得到事故警示的條件下,不受 干擾地啟動,保障反應堆安全停堆,滿足安全準則的有 關要求。
百萬千瓦級壓水堆核電廠有 3 道保護屏障防止放 射性物質外泄。第 1 道屏障為核燃料芯塊和包殼,將 核裂變產生的 98% 以上放射性物質滯留于芯塊中,燃 料芯塊密封在鋯合金包殼內。第 2 道屏障為將反應堆 密封的鋼質壓力殼,厚 20 cm 左右。第 3 道屏障為安 全殼,系預應力鋼筋混凝土結構,厚 94 cm 左右,內襯 以 6 mm 鋼板。
安全殼作為最后一道屏障,將核裂變產物完全與 外部隔離。安全殼的設計要求滿足以下相應功能: ①

收稿日期:2011 - 06 - 30 基金項目:中德合作研究項目 ( GZ566) ; 國家自然科學基金委創新研究群體基金 ( 51121005) ; 國家自然科學基金重點項目
( 51138001) 作者簡介:林 皋,男,中國科學院院士,教授,主要從事地震工程及結構抗震方面的研究。E - mail: [email protected] dlut. edu. cn

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安全殼排熱系統能降低安全殼內的壓力和溫度,并從 安全殼內空氣中清除裂變產物。② 安全殼隔離系統 能對各種貫穿安全殼的管線提供隔離能力。③ 安全 殼內可燃氣體控制系統能控制釋放到安全殼內的氫、 氧和其他 可 燃 氣 體 的 濃 度,以 確 保 安 全 殼 的 完 好 性。 ④ 應急堆芯冷卻系統在假想事故后能向堆芯輸送加 硼水。⑤ 控制室可居住系統為控制室提供合適的屏 蔽、空氣凈化和氣候調節。⑥ 輔助給水系統可通過蒸 汽發生器的熱交換,提供排熱能力。⑦ IE 級電力系統 可向專設安全設施的能動部件提供可靠電源。⑧ 必 備的支持系統,以支持上述各系統發揮正常功能。
2 核電結構的抗震設防標準
為了保障核電廠的安全運行,各主要核能利用國 家都制訂了相應的抗震設計基準和指南,其中以美國 為最早。1979 年國際原子能機構( IAEA) 制訂了安全 指南,其中包括核電廠抗震分析和試驗準則。1985 年 國際標準化組織 ISO 也頒布了核電廠防御地震危害的 設計準則。由于各個主要核能國家大體上都制訂了本 國的有關基準,國際原子能機構的基準并沒有成為國 際統一的標準,但卻為許多國家所參考。其中,美國和 日本均為強地震活動國家,所制訂的核電廠抗震設計 標準相對比較系統、完整,而且美國標準又為許多國家 所參照。
與核安全有關結構的抗震設防標準高于一般工業 與民用建筑的抗震設防標準。在參考文獻[1]有關資 料的基礎上,列出各國設計基準地震動統計如表 1 所 示。一般分兩級設防,對于低水平的地震動要求震后 核電廠保持正常安全運行; 對于高水平的地震動則要 求核電廠能維護安全,防止放射性物質外泄。
從表 1 可見,各國設計地震的標準不盡相同,重現 期以日本的規定為最嚴。但日本沒有明確規定重現 期,表中數值是根據比較推算而得。日本 2008 年新規 定的基準地震 Ss 一般高于美國的安全停堆地震 SSE, 另規定彈性設計地震 Sd 供設計應用。根據核島結構 安全功能限界與彈性限界之間的荷載比例,將基準地 震動乘以一大于 0. 5 的系數即得出彈性設計地震動。 美國標準規定 SSE 的最低值為 0. 1g ,SSE 的重現期過 去曾一度規定為 104 ~ 105 a。同時美國規定超過 OBE 以上的地震發生時,核電廠要停堆進行檢查,這會造成 停堆頻繁,非常不利于電站運行。近來,美國有將 SSE 提高的趨勢,并將 OBE 取為 SSE 的 1 /2。法國依據歷 史地震活動斷層的評價確定最大歷史地震 SMHV,然 后按 MSK 烈度表提高一級作為安全設計地震 SMS,實 際設計中多按 SMS 控制,因此從物理含義看,SMS 是

一種假想地震。加拿大的設計基準地震 DBE 規定為

反應堆有關設施通用的設防標準,場地設計地震 SDE 采用與美國 OBE 相同的重現期,但考慮方法不同,也 就是說,SDE 為較低水平的設計地震,定義為地震發生 時堆芯緊急冷卻系統 ECCS 和其他輔助設施將發生作

用。德國設計地震 AEB 和安全設計地震 SEB 與美國

的 OBE 和 SSE 相當,但其歷史地震的最大震級為6. 5, 相應重現期為 105 ~ 106 a,故其將最大歷史地震作為 AEB 的 現 行 規 定 實 際 比 美 國 更 嚴 格,AEB 接 近 于

SSE。俄羅斯的設計地震 DE 和最大設計地震 MDE 也

和美國以及 IAEA 的規定相近,其首先確定 DE,然后 如同法國一樣,將 MSK 烈度表提高一級 作 為 MDE。 英國和瑞典實際上只按一級地震設計。英國只規定 SSE,重現期為 103 ~ 104 a,DBE 取為 SSE 的1 /4 ~ 1 /6,

也有以 0. 05 g 代替 DBE 的定義,但實際設計中不應 用。瑞典也類似,DBE 取為 SSE 的 1 /15,但設計中不 考慮。最近 在 快 速 增 殖 堆 的 設 計 中,意 大 利 提 出 以

0. 3 g 、英國提出以 0. 25 g ~ 0. 15g 作為 S2 水平地震 動。
表 1 各國設計基準地震動對比

國家或 機構 IAEA 中國 日本 美國 法國
加拿大 德國
俄羅斯 英國 瑞典

設計基準地震

地震動

設計水準

重現期 /a

加速度 / gal

S1 地震 S2 地震

100 10000

運行安全地震 SL1

500

> 75

極限安全地震 SL2

10000

> 150

彈性設計地震 Sd 基準地震 Ss

1000 ~ 10000 50000( 推測值)

180 ~ 450 270 ~ 600

運行基準地震 OBE

100

50 ~ 375

安全停堆地震 SSE 1000 ~ 2000( 個別 10000) 100 ~ 750

最大歷史地震 SMHV

100 ~ 1000

安全設計地震 SMS

100000

場地設計地震 SDE

100

30 ~ 100

設計基準地震 DBE

1000

100 ~ 200

設計地震 AEB

100 ~ 200( 有時 1000) 40 ~ 100

安全設計地震 SEB

10000

設計地震 DE

100

運行基準地震 MDE

10000

運行基準地震 DBE

100

安全停堆地震 SSE

10000

運行基準地震 DBE

100

安全停堆地震 SSE

10000

核電廠設計的壽命一般為 40 a,目前有延長至 60 a 或 更 長 的 趨 勢。OBE 的 發 生 概 率 如 取 為 10% ~ 20% ,則重現期相當于 380 ~ 180 a,故有以 300 a 作為 OBE 重 現 期 的 建 議。因 此 在 美 國 地 震 低 潮 期 有 取 OBE 為 SSE 的 1 /4 ~ 1 /3 的說法。
表 1 中列出了各國設計地震動相應的最大水平加 速度幅度,其中日本和美國取值較高。尤以日本浜岡

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核電廠的設計值為最高。根據調查,該廠址位于 1854 年安政 - 東海地震震中區,震級 M = 8. 4,S1 和 S2 的 設計值分別為 450 gal 和 600 gal。日本核電廠抗震設 計原規范規定必須考慮場地直下地震( 本底地震) 的 作用,相應震級為 M = 6. 5。新規范則規定基準設計 地震動 Ss 的確定應考慮兩方面的因素: ① 從場地周 邊的地震、地質構造和震源特性出發確定可能出現的 最強地震動; ② 根據美、日等國在震源近旁自由地面 獲得的最大強震記錄( 加速度上限值 450 cm / s2 ) 確定 必須設防的最低地震動水平。1970 年美國 San Onfore 核電廠 2、3 號堆建設時 SSE 設計值取為 0. 5 g ,但隨 后在廠址以西 8 km 處發現海上活斷層為陸上斷層的 延伸,因此認為有發生 M = 7. 3 級地震的可能,遂將 SSE 設計值提高為 0. 67 g 。Diablo Canyon 核電廠情 況也類似,SSE 的原設計值為 0. 4 g ,建設時發現海上 6 km 處 存 在 活 斷 層,故 將 SSE 的 設 計 值 提 高 至 0. 75 g 。
日本的基準地震動定義為自由地面,美國等國則 定義為建筑物接地水平的自由地基表面。
地震動的豎直方向分量,各國一般采用水平向分 量的 1 /2 ~ 2 /3。美國采用 2 /3,歐洲大多數國家采用 2 /3,德國采用 1 /2,日本采用水平向靜力基準震度的 1 /2 計算豎直向分量的反應。

3 核電結構的抗震重要性分類

核電廠建筑物、構筑物和設備按抗震重要性進行

分類,進而采取不同的安全檢驗標準。IAEA、中國、日 本、俄羅斯均劃分 3 類,美國、德國、法國、加拿大等國 劃分 2 類,參見表 2。
表 2 各國核電結構抗震重要性分類

國家

重要性分類

抗震要求

或機構 類別

定義

設計地震

設防標準

IAEA,中國,俄羅斯 Ⅰ 反應堆主要設施

S2,SL2,MDE 保障安全

S1,SL1,DE

正常運行

Ⅱ 反應堆其他設施

S1,SL1,DE

正常運行

Ⅲ 一般設施

現行通用抗震標準

日本

S 級 重要安全設施以及與高放 Ssmax( Sd, 保障安全功能

射性物質有關設施 B 級 放射性物質有關設施

3. 0 Ci ) 1. 5 Ci

正常運行 正常運行

C 級 A、B 以外的設施

1. 0 Ci

現行通用抗震標準

美國,德國,法國 Ⅰ 反應堆有關設施

SSE,SEB,SMS, 保障安全

OBE,AEB,SMHV 正常運行

不分類

現行通用抗震標準

加拿大

A 反應堆有關設施

DBE

維持結構健全

B 部分反應堆 有 關 設 施

SDE

維持結構健全

( ECCS 等)

并保持功能

其他 一般設施

現行通用抗震標準

注: Ci 為靜態地震力系數,設施一詞包括建筑物、構筑物與設備。
除加拿大外,各國標準對最高一級設施都要求按

兩級地震進行設防,即在低水平地震時維持正常運行, 在高水平 地 震 時 保 障 核 電 廠 安 全,防 止 放 射 性 外 泄。 加拿大將反應堆有關設施劃分為 A、B 類,A 類維持壓 力限界和結構健全,B 類還要求保持功能。除部分設 施外,要求同時按 DBE 和 SDE 地震進行檢驗。
4 核電結構的設計工況與檢驗標準
核電結構的設計工況與檢驗標準也具有一定的特 點。以下以我國、美國和日本為代表,介紹有關內容。
在核安全方面,我國與美國有關混凝土結構設計 規范均采用承載力極限狀態的設計方法,日本規范則 主要采用容許應力的設計方法。對包括安全殼在內的 抗震Ⅰ類建 筑 物 和 構 筑 物,我 國《核 電 廠 抗 震 設 計 規 范》GB50267 - 97 規定,與地震有關的工況采用以下 5 種作用效應組合,并規定了有關的分項系數[2]: ① 正 常運行作用與嚴重環境作用( 含運行安全地震作用) 的效應組合 S1 ( 計入溫度作用效應時 S1 ) ; ② 正常運 行作用與嚴重環境作用以及事故工況下作用的效應組 合 S2; ③ 正常運行作用與嚴重環境作用以及事故工況 后的水淹作用的效應組合 S3 ( 此組合僅適用于安全 殼) ; ④ 正常運行作用與極端環境作用( 含極限安全地 震作用) 的效應組合 S4; ⑤ 正常運行作用與極端環境 作用以及事故工況下作用的效應組合 S5。
美國《核安全有關混凝土結構規范》ACI349 - 85 規定的 5 種作用組合及分項系數為: ① S = 1. 4D + 1. 4F + 1. 7L + 1. 7H + 1. 7E0 + 1. 7R0 ,( N + E0 ) ; ② S = D + F + L + H + R0 + Ess,( N + Ess) ; ③ S = D + F + H + Ta + Ra + 1. 15Pa + 1. 0Yy + 1. 15E0 ,( N + E0 + A) ; ④ S = D + F + L + H + Ta + Ra + 1. 0Pa + 1. 0Yy + 1. 0Ess,( N + Ess + A) ; ⑤ S = 1. 05D + 1. 05F + 1. 3L + 1. 3H + 1. 3E0 + 1. 05T0 + 1. 3R0 ,( N + E0 + T) 。
上述公式中 E0 和 Ess 分別代表 S1 和 S2 地震作用產 生的效應; D 為恒載效應; F 為液體壓力效應; 其他符 號與我國核電抗震規范相同。工況 5 為正常運行與熱 荷載的一種組合,由于在開裂混凝土結構中能自動卸 載,材料容許強度提高 25% 。
日本情況有所不同。根據新近出版的日本《原子 力發電所耐震設計技術指針》JEAG4601 - 2008 和《原 子力發電所耐震設計技術規程》JEAC - 2008 的有關 規定[3 - 4],其地震力的計算和荷載組合與許容應力采 用以下規定。
按建筑物和構筑物重要性的不同,其所采用的設 計地震力也有所差別: ① S 級,進行基準地震動 Ss 地 震力作用和彈性設計地震動 Sd 地震力( 或靜態地震力 Sf ,選取 Sd 與 Sf 兩者中的大值) 作用兩方面的檢驗。

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② B 級,只進行靜態地震力作用的檢驗,當存在發生

共振的可能性時,要進行共振影響的檢驗。③ C 級,

同樣只進行靜態地震力作用的檢驗。

對基準地震動 Ss 的地震力,考慮其水平向與豎直 向地震分量的同時作用來計算建筑物 /構筑物的地震

響應。水平向與豎直向地震作用效應按平方和開根法

( SRSS 方法) 進行組合; 也可按組合系數法對地震力

進行組合。組合系數法的計算公式為 σ = max{ ( σh + 0. 4σv) ,( σv + 0. 4σh) } ,式中 σh 為水平地震分量作用 產生的應力; σv 為豎直地震分量作用產生的應力。彈 性設計地震動 Sd 地震力作用效應的計算,仿照基準地 震動 Ss 地震力作用效應的計算進行,對靜態地震力 Sf 的計算也作了比較詳細的規定。簡要說明如下: 水平

向靜態地震力的計算,區分地上與地下部分,原則上以

自由地面作為基準面,基準面以上為地上部分,基準面

以下為地下部分。地上部分計算式為

Qi = nZciwi

( 1)

Ci = βRt Ai c0

( 2)

式中,Qi 為基準面以上部分水平地震力; n 為建筑物 /

構筑物的重要性系數( S 級 n = 3; B 級 n = 1. 5; C 級 n

= 1. 0) ; Z 為地震地區系數,取為 1. 0; wi 為該計算點 所支承的固定荷重與活動荷重之和; ci 為地震剪力系 數; Rt 為水平向振動特性系數,一般取為 1. 0,再通過 系數進行修正; β 為修正系數,考慮地基對地震動輸入

的影響以及無限地基能量耗散的影響; β 值的變化范

圍為 0. 7 ~ 1. 0; Ai 為地震剪力系數沿高度的分布系 數; c0 為標準剪力系數,取 c0 = 0. 2。
地下部分水平地震剪力系數的計算式為

K' = 0. 1n( 1 - H /40) α

( 3)

式中,K' 為地下部分水平地震系數; H 為地下部分在

基準面以下的埋置深度,超過 20 m 時按 20 m 計算; α

為修正系數,考慮埋深以及側面地基和下臥地基剛度

的影響,埋深 20 m 以內時 α = 1. 0,埋深 40 m 時 α 的變

動范圍為 1. 3 ~ 2. 0,隨建筑物 / 構筑物底部和側向地

基的剪切波速而變化。

只有 S 級的建筑物 /構筑物考慮豎直向的地震力

作用,其計算式為

Kv = 0. 3Rv

( 4)

式中,Kv 為豎直向地震系數,假設沿高度不變; Rv 為豎

直向振動特性系數,一般取為 1. 0; 對于埋置結構,通

過引入修正系數 β = 0. 8 加以調整。

日本標準規定的荷載組合與許容限界如表 3 所

示。

5 各國規范標準的比較分析

核電站工程結構的抗震安全性受到國際上的普遍

關注,與普通的工業與民用建筑結構相比,各國普遍提 高了核電工程結構的抗震設防水準與要求。例如,日 本對 S 級核電工程結構采用相當于普通結構 3 倍的地 震系數。美國對核安全有關結構,在設計中考慮到在 遭遇運行基準地震 OBE 作用時,核電廠仍然應保持正 常運行,故在荷載工況中將 E1 與正常運行荷載組合, 并采用與運行活荷載相同的分項系數 1. 7。也就是說, 美國提高核安全有關結構的抗震設防要求,主要體現 在荷載工況組合和分項系數中。我國規范標準對抗震 Ⅰ 類工程結構在設計工況 N + E1 中,E1 的分項系數也 采用 1. 7( 恒載 G 的分項系數采用 1. 4) 。E1 定義為運行 安全地震作用,相當于 50 a 超越概率 10% 的地震,即 基本烈度地震的作用。而按我國建筑抗震設計規范,地 震作用的分項系數采用 1. 3( 相應恒載 G 的分項系數 為 1. 2) ,地震的設防水平為眾值烈度的地震作用,即 50 a 超越概率 63. 2% 的地震作用,約相當于基本烈度 地震作用的 1 /3。這表明我國核電廠工程結構的設計 地震作用約相當于普通工業與民用建筑設計地震作用 的 3 ~ 4 倍。
表 3 荷載組合與許容限界

耐震 荷載組合
級別

許容限界

S 級 常時荷載 + 運行時荷載 + 基準地震動 Ss 地震力 基準地震動規定值

常時荷載 + 運行時荷載 + 彈性設計地震動 Sd 地震 短期許容應力

力或以靜態地震力( 3ci) 代替 Sd

B 級 常時荷載 + 運行時荷載 + 靜態地震力( 1. 5 ci )

短期許容應力

C 級 常時荷載 + 運行時荷載 + 靜態地震力( 1. 0 ci )

短期許容應力

美國對核安全有關結構,在設計工況中考慮了正 常運行作用、極限安全地震作用 E2 與事故工況下作用 的效應組合 N + E2 + A。日本不考慮事故工況與地震作 用的組合。不過,日本地震作用的設防水平一般較美國 高。我國標準與美國標準大體相同。
美國制訂了專門適于核電廠工程結構的混凝土結 構設計規范,提高了設計要求。日本標準則除對 S 級 的建筑物 / 構筑物采用專門的規定外,一般采用與普通 建筑物相同的混凝土結構設計規范與相同的抗力設計 值。我國標準采用普通混凝土結構的抗力設計值,但 對核電結構采用的重要性系數不同。
6 地震風險分析
核電結構的抗震安全評價一直是公眾廣為關心的 問題。核電結構抗震設計的每個環節,包括設計地震 的確定、結 構 地 震 響 應 的 計 算、以 及 結 構 抗 力 的 估 計 等,一般都從保守的角度出發留有一定的安全裕度,以 便核電結構在意外超強地震作用下具有必要的抗御能

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力。因為地震強度超越設計地震的風險是實際存在 的。但是現有的設計方法和實踐還不能明確給出抵御 地震破壞的安全程度,或是遭受地震損傷的風險大小。
為此,不同的研究者提出了一些方法,以便對核電 結構的抗震安全性作出更為定量的估計。一種是地震 風險的分析方法,給出核電結構在地震作用下發生各 種不同程度潛在損傷破壞的概率估計; 另一種是極限 抗震能力的分析方法。這種方法避開了地震風險的估 計,認為地震的發生具有較大的不確定性,地震風險的 估計常常具有爭議,很難給出明確的解答。兩種方法 中地震風險分析在大壩和核電結構的抗震安全評價中 應用較多。
地震風險的計算公式如下: 地震風險( RSK) = 地震危險性( HZD) × 結構易 損性( VUL) × 災害損失( LOSS) 上式中,地 震 風 險 ( Risk) 表 示 工 程 結 構 運 行 期 ( 或結構壽命期) 內地震造成的總損失,包括經濟損失 和人員傷亡。如果略去最后一項災害損失的估計,則 地震風險也可表示為結構運行期內產生某級震害損傷 的概率估計。地震危險性 ( Hazard) 表示某一定時期 ( 結構運行期) 內發生各種強度地震( 可為地震加速度 或地震烈度等) 的概率分布。結構易損性表示結構發 生不同程度震害的概率,一般可將結構損傷劃分為若 干等級,代表震害的不同程度,并據此計算各級震害發 生的概率。災害損失( Loss) 則表示結構不同損傷程度 下引起的經濟損失和人員傷亡。筆者以大壩的震害風 險為例予以說明。 根據大壩場地的地震危險性分析,可以得到大壩 場地地震加速度的年超越概率曲線如圖 1 所示。據此 可以求得場地地震加速度的累積概率曲線和概率密度 分布曲線如圖 2 和圖 3 所示。
圖 1 大壩場地地震加速度超越概率曲線
其次,通過對大壩的非線性動力分析,可得大壩 的地震損傷破壞形態如圖 4 所示。據此可以按大壩的 震害損傷程度進行分級。通常將其劃分為 5 級,即: ① 基 本完好: 大壩沒有損傷,或個別地方出現細微裂縫,

圖 2 場地最大地震加速度累積概率曲線
圖 3 場地最大地震加速度概率密度分布曲線
圖 4 混凝土大壩的地震損傷破壞形態
但不影響壩的正常使用; ② 輕微損傷: 壩體的個 別區域存在比較明顯的裂縫,但裂縫開裂長度不大,稍 加修復即可正常使用; ③ 中等損傷: 壩體大部分地方 出現裂縫,裂 縫 長 度 較 大,經 修 復 可 以 恢 復 原 設 計 功 能; ④ 嚴重損傷: 裂縫貫通,壩頭斷裂,難以修復使用; ⑤ 潰壩: 壩體下部斷裂,大壩完全破壞,喪失擋水能 力,已無修復可能。采用概率統計方法,計算不同地震 強度作用下大壩產生各級損傷的概率。
按 180 組樣本統計分析得出的大壩易損性曲線如 圖 5 所示。由圖可見,在設計地震 0. 40 g 作用下,產 生中 等 損 傷 的 概 率 可 達 到 43. 78% ,潰 壩 概 率 13. 59% 。表明大壩需要在壩頭、上游折坡處、壩踵以 及上下游面采取加固措施。

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圖 5 大壩地震易損性曲線

大壩設計地震發生的概率為 100 a 超越概率 2% 。

根據大壩場地的地震危險性分析與大壩地震易損性分

析的結果,在大壩運行期 100 a 內發生各級震害損傷

的概率分布如表 4 所示。

表 4 大壩 100 a 設計基準期內地震風險概率

震害等級 完好
輕微損傷 中等損傷

風險概率 0. 9356 0. 0355 0. 0104

震害等級 嚴重損傷
潰壩

風險概率 0. 0097 0. 0087

進一步依據結構不同損傷所造成的災害損失,可 估算出結構運行期內地震所可能造成的經濟損失與人 員傷亡及其社會影響,作為制訂防災規劃的參考。以 上是對某一建筑物的地震風險分析,對于一項工程和 一個系統,可以根據各主要部件與系統功能的邏輯關 系建立事故樹,由部件的易損性曲線得到工程或系統 的易損性曲線,進而進行地震風險分析。依據易損性 曲線也可進行結構或工程極限抗震能力的評估。 參考文獻:
[1] 大崎順彥,渡部丹監修. 原子爐施設の耐震設計[M]. 日本產業出 版社,1986.
[2] GB50267 - 97 核電廠抗震設計規范[S]. [3] JEAG4601 - 2008 原子力發電所耐震設計技術指針[S]. [4] JEAC4601 - 2008 原子力發電所耐震設計技術規程[S].
( 編輯: 鄭 毅)
提示:《核電工程結構抗震設計研究綜述( Ⅱ) 》將于 2011 年 11 月 14 日在本刊第 21 期刊出,敬請關注。

Review on seismic structural design of nuclear power project ( Ⅰ)

LIN Gao
( Institute of Earthquake Engineering,Dalian University of Technology,Dalian 116024,China) Abstract: The nuclear accident of Fukushima Nuclear Power Station induced by great earthquake occurred in March 2011 in Japan challenged the seismic design of nuclear power project. The basic principle and protection requirements of seismic design of the nuclear project are proposed,and by taking the nuclear power projects in Japan,US and China as examples,the seismic fortification criteria and design conditions are introduced,and the criteria of seismic design of the countries are compared and analyzed. Meanwhile,by taking the dam design in the hydropower project as an example,the dam earthquake risk calculation method considering earthquake probability and dam vulnerability is introduced to be applied in the seismic design of nuclear power project. Key words: design earthquake; design condition; load combination; earthquake risk analysis; seismic design of nuclear power
project
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·簡 訊·

長江委水文局繼續加強漢江秋汛測報工作

長江水利委員會水文局為加強落實漢江秋汛測報工作,于 2011 年 9 月 15 日召開了當前長江、漢江汛情通報會,水文局相 關負責領導參加了會議,并要求所屬相關部門積極抓好防汛測 報各個環節的工作,密切關注長江、漢江的水雨情變化,全力應 對氣象變化引起的特殊水情。
水文局預報處通報了長江、漢江的水雨情,受 9 月中旬強 降雨影響,漢江上游出現一次漲水過程,丹江口水庫 9 月 14 日 入庫流量達 22 000 m3 / s 左右,出庫流量達 11 000 m3 / s。16 ~ 19 日,長江上游、漢江上游將又出現一次中等強度降雨過程。 鑒于防汛形勢,長江防總對丹江口水庫發出了調度令。

通報會上,局領導再次要求,預報處、漢江局、中游局、三峽 局、上游局要高度重視,全面落實防汛測報責任制; 漢江上下游 各水文站要密切注視相關區域水雨情,對可能出現的暴雨洪水 要確保測得到、測得準、報得出、報得快。預報處要密切監視水 雨情變化,滾動跟蹤預報,加強水情分析和預報會商,提高預報 精度。特別是要加強三峽水庫試驗性蓄水期間的泥沙監測工 作,相關單位不得有絲毫放松。各有關單位一定要安排好相應 崗位的值班工作,并且保障防汛通信及計算機網絡系統的正常 運行。
( 長 江)


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