核电厂抗震设计简述PPT课件.ppt

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 2020 2 28 2 1AP1000核电厂抗震设计的主要特点与遵循的法规 规范和标准2AP1000核电厂构筑物 系统和部件 SSC s 的抗震分类与设计要求3AP1000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5AP1000核电厂抗震裕度评价 SMA 目录 2020 2 28 3 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 目录 2020 2 28 4 1 1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 水平和垂直地面加速度为0 3g作为SSE输入取消运行基准地震 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 1AP1000核电厂抗震设计的主要特点与遵循的法规 规范和标准 1 3 2020 2 28 5 1 2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 10CFR100 23 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 R G1 29 抗震设计分类 2007 1AP1000核电厂抗震设计的主要特点与遵循的法规 规范和标准 2 3 2020 2 28 6 1 2遵循的主要法规 规范和标准R G1 26 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 R G1 60 核电厂设计反应谱 R G1 61 核电厂抗震设计的阻尼值 2007 R G1 12 核电厂地震仪表 1997 R G1 166 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 ASMEBPVC 第III卷IEEE344 推荐核电厂1E级设备抗震鉴定的实施方法 2004 1AP1000核电厂抗震设计的主要特点与遵循的法规 规范和标准 3 3 2020 2 28 7 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 2AP1000核电厂构筑物 系统和部件 SSC s 的抗震分类与设计要求 1 6 2020 2 28 8 1 抗震I C I 与R G1 29中所阐述的定义是相一致的抗震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 2AP1000核电厂构筑物 系统和部件 SSC s 的抗震分类与设计要求 2 6 2020 2 28 9 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 满足R G1 189 运行核电厂防火要求 的抗震I类物项 2AP1000核电厂构筑物 系统和部件 SSC s 的抗震分类与设计要求 3 6 2020 2 28 10 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 则指定为抗震II类 抗震II类适用于 设计成在SSE地震下防止SSC s倒塌 跌落或摇动 在SSE期间抗震II类构筑物失效防止与抗震I类物项的相互作用 减轻某个安全相关的SSC s功能形成不可接受的水平 或者可能造成主控室人员不能承受的伤害 2AP1000核电厂构筑物 系统和部件 SSC s 的抗震分类与设计要求 4 6 2020 2 28 11 2 抗震II类 C II 抗震II类SSC保证在SSE地震不会引起不可接受的构筑物失效或者与抗震I类SSC s相互作用 如果抗震II类流体系统位于敏感设备附近 则要求其适当程度的压力边界完整性抗震II类仅适用于SSC s的一部分 对设备具体要求仅是它的支承能承受SSE地震 抗震II类构筑物应按抗震I类相同方法进行SSE设计 如环吊 装卸料机 以及主控室天花板上的SSC等 2AP1000核电厂构筑物 系统和部件 SSC s 的抗震分类与设计要求 5 6 2020 2 28 12 3 抗震III类 C III 适用于非安全相关建筑构筑物的周围防护 遵照统一建筑规范 UBC 所规定的抗震设计要求如核电厂放射性废料贮存SSC 汽轮机厂房等 4 非抗震类 NS 指不属于抗震I II III类之外 并且是非安全相关的SSCSSC s锚固的设计应与常规规范的抗震要求相一致 2AP1000核电厂构筑物 系统和部件 SSC s 的抗震分类与设计要求 6 6 2020 2 28 13 3 1标准抗震输入规定厂址基岩上SSE最大水平加速度峰值为0 3g 规定厂址基岩上SSE最大垂直加速度峰值为0 3g 低水平地震 LLE 反应为SSE下最大反应的三分之一 按2次SSE 每次最大应力为10个循环 按IEEE344附录D折算低水平地震最大应力为315次循环 把需作疲劳分析的系统和部件作为疲劳循环输入 3AP1000核电厂构筑物 系统和部件 SSC s 震设计要求概述 1 18 2020 2 28 14 水平方向和垂直方向的地面设计反应谱控制点 表3 1 1 图3 1 1 图3 1 4 表3 1 1水平和垂直方向的地面设计反应谱控制点 3AP1000核电厂构筑物 系统和部件 SSC s 震设计要求概述 2 18 2020 2 28 15 3 1标准抗震输入 水平方向地面加速度设计反应谱 垂直方向地面加速度设计反应谱 3AP1000核电厂构筑物 系统和部件 SSC s 震设计要求概述 3 18 2020 2 28 16 3 1标准抗震输入 水平方向地面加速度 速度和位移设计时间历程 垂直方向地面加速度 速度和位移设计时间历程 3AP1000核电厂构筑物 系统和部件 SSC s 震设计要求概述 4 18 2020 2 28 17 3 1标准抗震输入 设计水平方向时间历程的加速度反应谱 设计垂直方向时间历程的加速度反应谱 3AP1000核电厂构筑物 系统和部件 SSC s 震设计要求概述 5 18 2020 2 28 18 3 1标准抗震输入 设计水平方向时间历程的功率的功率谱密度曲线 设计垂直方向时间历程的功率的功率谱密度曲线 3AP1000核电厂构筑物 系统和部件 SSC s 震设计要求概述 6 18 2020 2 28 19 3AP1000核电厂构筑物 系统和部件 SSC s 的抗震设计要求概述 7 18 3 2抗震耦合分析 1 抗震I类SSC之间的抗震耦合分析核电厂抗震设计流程图 2020 2 28 20 3 2抗震耦合分析 1 抗震I类SSC之间的抗震耦合分析三个典型的耦合模型 屏蔽厂房 辅助厂房 内部结构之间的耦合 图3 2 1 反应堆冷却剂系统与安全壳内部结构之间的耦合 图3 2 2 反应堆压力容器与堆内构件之间的耦合 图3 2 3 3AP1000核电厂构筑物 系统和部件 SSC s 震设计要求概述 8 18 2020 2 28 21 3 2抗震耦合分析 3AP1000核电厂构筑物 系统和部件 SSC s 震设计要求概述 9 18 2020 2 28 22 3 2抗震耦合分析 3AP1000核电厂构筑物 系统和部件 SSC s 震设计要求概述 10 18 2020 2 28 23 3 2抗震耦合分析 3AP1000核电厂构筑物 系统和部件 SSC s 震设计要求概述 11 18 2020 2 28 24 3 2抗震耦合分析 2 不同抗震类别的SSC之间相互作用与防护设计AP1000核电厂抗震设计中对于不同抗震类别之间的相互作用影响专门作了详细规定 并按要求确定抗震III类 非抗震的SSC对抗震I类的SSC所带来的危害作分析 例如规定抗震I类为 目标 的 碰撞评价区域 范围为 周围水平方向为2 0m为直径 高为10m 在10m以上 周围为10 的辐射角为圆锥 3AP1000核电厂构筑物 系统和部件 SSC s 震设计要求概述 12 18 2020 2 28 25 3 2抗震耦合分析 2 不同抗震类别的SSC之间相互作用与防护设计 3AP1000核电厂构筑物 系统和部件 SSC s 震设计要求概述 13 18 2020 2 28 26 3 2抗震耦合分析 3 阻尼值的耦合设计AP1000核电厂SSC抗震设计中所采用的某些阻尼值比R G1 61规定更为详细 如管道阻尼值加入了ASME规范案例N 411 1的要求 该阻尼值与管道固有频率之间关系如图3 2 5所示 3AP1000核电厂构筑物 系统和部件 SSC s 震设计要求概述 14 18 2020 2 28 27 3 2抗震耦合分析 3 阻尼值的耦合设计 3AP1000核电厂构筑物 系统和部件 SSC s 震设计要求概述 15 18 2020 2 28 28 3 2抗震耦合分析电缆托架阻尼值与输入楼面加速度关系如图3 2 6所示 3AP1000核电厂构筑物 系统和部件 SSC s 震设计要求概述 16 18 2020 2 28 29 3 3设备抗震鉴定 EQ AP1000设备的抗震鉴定是合格鉴定程序之一 它在机械设备 仪控设备 阀门 电气和机电设备 电缆 贯穿件等方面的抗震技术规格书中严格规定了鉴定方法 步骤 允许值等内容 IEEE 344仍是设备抗震鉴定的主要依据标准 设备 包括管道 的支承设计必须得到保证 设备支承尽量作为刚性设计 大于33Hz 确保SSE下不跨塌 3AP1000核电厂构筑物 系统和部件 SSC s 震设计要求概述 17 18 2020 2 28 30 3 3设备抗震鉴定 EQ 电气 仪表 传感器等设备主要通过试验方法给予鉴定 要求输入为五次1 2SSE和1次SSE 其阻尼均按SSE来取值 管道支承在不同楼层或不同厂房之间 由于SSE地震使支承相对位移虽在管道中产生的是属于二次应力 仍放在D级限制中给予评定 并应在允许限值以内 3AP1000核电厂构筑物 系统和部件 SSC s 震设计要求概述 18 18 2020 2 28 31 4 1核电厂地震停堆要求AP1000遵照10CFR50附录S 97 R G1 12 R G1 66与ANSI ANS 2 2 2002 要求 由于抗震设计中取消OBE 所以要求当核电厂最大地面加速度超过1 3SSE 0 1g时全厂停运并检查 4核电厂地震停堆要求与决策 1 3 2020 2 28 32 4 2地震检测中的停堆判别准则为 自由场 速度反应谱或加速度反应谱是否超出 加速度时程上的累计绝对加速度 CAV 是否超出 基础 速度反应谱或加速度反应谱是否超出 厂外的地震级与烈度是否超出 4核电厂地震停堆要求与决策 2 3 2020 2 28 33 4 3核电厂震后决策流程 4核电厂地震停堆要求与决策 3 3 2020 2 28 34 5 1SMA的目的和意义美国NRC发布的NUREG CR 4334 1985 提出核电厂 抗震裕度评价 SMA 方法 定义为 会威胁核电厂的安全 尤其是会导致反应堆堆芯损伤的地震运动水平 这种裕量可以扩展到电厂中某个特定的构筑物 系统和部件 NRC SECY 93 087要求先进轻水核电厂 PRA见解将用于支持地震事件中的裕度类型进行评价 依据PRA的SMA将高置信度低失效概率 HCLPF 以及在等于12 3倍的SSE设计基准地震地面加速度时分析导致堆芯损坏或安全壳失效所有序列的脆弱程度 5AP1000核电厂抗震裕度评价 SMA 1 10 2020 2 28 35 5 1SMA的目的和意义在ALWR URD中要求标准核电厂必须进行SSCs的SMA 通过SMA可以使核电厂确切了解到重要与安全相关的构筑物 系统和部件在抗震上的弱点 可以及时改进设计或建后采取措施 5AP1000核电厂抗震裕度评价 SMA 2 10 2020 2 28 36 5 2SMA要求标准核电厂选用 抗震裕度地震 SME 为SSE的12 3倍 即0 3 12 3 0 5g 核电厂通过SMA能证明在超过设计基准地震SSE 0 3g后 其重要的SSC仍具有 低概率高置信度和低概率失效 HCLPF 的抗震能力 要求达到小于5 失效概率与大于95 置信度 5AP1000核电厂抗震裕度评价 SMA 3 10 2020 2 28 37 5 3SMA内容主要包括抗震脆弱性分析 SFA 和电厂故障树分析两大部分 抗震脆弱性分析 SFA 是应用概率论统计方法来评估关键构筑物 管道和部件对于抗震的脆弱程度 Fragility 的分析 试验或经验借鉴 获得抗震脆弱性曲线 通过电厂始发事件建立一个事件树并进行故障树序列分析 以描述地震引起触发事件是否会丧失其功能 图5 3 1 5AP1000核电厂抗震裕度评价 SMA 4 10 2020 2 28 38 5AP1000核电