共查询到20条相似文献，搜索用时 18 毫秒
1.
《地震地质》2017,(5)
福岛核事故后,地震作为初始事件引发核电厂严重事故的问题引起了广泛关注。在此背景下,中国核电厂相继开展了抗震裕度评价,但在评价中选用了不同的地震谱形。基于美国针对早期运行核电厂开展的抗震裕度评价方法和中国核电厂址的地震危险性背景分析,对比了中美两国核电厂抗震设计基准的差异,针对中国目前的情况,建议优先对采用二代加堆型的运行电厂进行抗震裕度评价。通过将RG1.60谱与归一化厂址特定SL-2级加速度反应谱进行对比分析,发现部分核电厂址反应谱谱形在高频部分超过了RG1.60谱,对于这类厂址,直接放大标准反应谱作为抗震裕度地震是不恰当的。对于采用二代加堆型的核电厂,选择了某个厂址特定SL-2级地震动与标准设计比较接近的核电厂址进行了分析,采用不同方法确定其抗震裕度地震,结果表明0.3g标定的NUREG0098中值谱在平台段和长周期部分明显低于相同PGA水平的一致概率谱和设定地震谱,三者都能被0.3g标定的RG1.60谱所包络。考虑到中国运行电厂的抗震设计特点,为了评价核电厂实际抗震能力相对于厂址的抗震安全裕度,可以采用一致概率谱或设定地震谱;为了评价二代加运行核电厂实际抗震能力相对设计基准地震动的抗震安全裕度,建议采用给定PGA标定的RG1.60谱。 相似文献
2.
《核动力工程厂址地震调查与评价》一书简介由核工业第二研究设计院田胜清教授撰写的《核动力工程厂址地震调查与评价》一书，已由地震出版社于１９９５年１０月出版。作者从５０年代后期开始从事核工业工程的厂址选择、地质勘察、地震调查和有关设计等的技术管理和研究工... 相似文献
3.
4.
5.
6.
通过对地震资料可靠性的分析,阐述了在核电厂厂址地震安全性评价中重新测定震源位置的必要性,提出了改善地震定位精度的途径,并且给出了通过重新定位改变地震活动图象的例证 相似文献
7.
地震危险性分析中的不确定性处理和表征,一直是核电厂厂址地震安全性评价中倍受关注的重要问题,尤其是日本福岛核事故后,无论是确定核电厂厂址的设计基准地震动,还是进行核电厂地震风险评价,都更加重视地震危险性分析中的不确定性.本文通过理论分析重点说明了衰减关系的不确定性,包括标准差和截断水平对核电厂地震安全性评价的影响,并在此基础上,通过算例和讨论说明了概率性方法截断水平的选取问题,探讨了现行确定性方法和概率性方法在截断水平选取上的差异.分析计算结果表明,在地震活动较弱的区域,概率性方法截断水平为3,确定性方法截断水平为0的现行做法是恰当的.但是,对于发震构造大震复发间隔较小的区域,为了使二者在超越概率方面协调,恰当提高确定性方法的截断水平更为合理. 相似文献
8.
9.
福岛核事故揭示了外部自然灾害引发严重核事故的可能性,为核工程界敲响了警钟。因此,对我国运行和在建核电厂址逐步开展了抗震裕度评价(SMA)或地震概率安全评价(SPSA)工作。本文针对地震危险性分析在核工程应用中存在的问题,从设计基准地震动的确定、核电厂地震概率安全评价、超设计基准地震动安全分析3个方面进行了研究。设计基准地震动确定方面,目前存在的主要问题是某些核设施厂址确定论方法和概率论方法评价结果的显著差异。本文以我国的一些核电厂址为例,分析了确定论和概率论方法评价结果的控制性因素,分析结果表明,反应谱的周期较小时,主要受距厂址较近的发震构造(地震构造区)、潜在震源区控制;随着反应谱周期的增大,距厂址较远的区域性发震构造、高震级潜在震源区的影响逐步增大。通过分解变量MRs对地震动年平均超越概率(HT4)的相对贡献,给出了变量的边际分布和联合分布,说明了变量的分布特征,指出了评价结果差异的主要影响因素为单位面积上高震级档地震年平均发生率和衰减关系的截断水平。根据核设施结构基于性能抗震设计方法的应用要求,以地震引起堆融的年平均概率为目标,推导了反应谱调整系数公式,根据推导结果和中美两国厂址地震危险性曲线变化趋势的对比分析,建立了适用于我国的核设施结构抗震设计反应谱调整系数的近似公式。核电厂地震概率安全评价中的主要问题是概率地震危险性分析中的不确定性处理和表达。论文分析了地震动预测模型截断水平对概率地震危险性分析结果的影响,讨论了厂址地震危险性分析结果的分布形式;验证了随机振动理论方法的适用性,采用随机振动理论方法研究了土层地震反应分析中土层剖面模型参数的不确定性对评价结果的影响;介绍了美国中东部地区概率地震危险性分析认知不确定性处理采用的逻辑树方法,实现了逻辑树模型中多方案的权重确定方法,讨论了该方法的适用范围。关于认知不确定性处理,针对逻辑树模型在实际工程应用中存在的逻辑问题。基于稳定大陆地区最大震级和高震级档地震年平均发生率的研究进展,随机生成完整的地震目录,从中进行小样本抽样,分析了6值和高震级档地震年平均发生率的分布范围,研究了逻辑树模型中相互关联节点分支间的组合问题。根据稳定大陆地区最大震级先验分布的研究成果,利用破坏性地震目录计算似然函数,采用Bayesian方法,初步估计了对我国内陆核电厂址有重要影响的长江中游地震带最大震级的分布。关于抗震裕度评价中的抗震裕度地震确定问题,分析了我国核电厂址的地震危险性背景和不同堆型的抗震设计特点,以某核电厂址为例,采用多种方法确定了抗震裕度地震。根据分析计算结果,按照抗震裕度评价的目的、厂址地震危险性特征、堆型的抗震设计特点,给出了适用的方法和抗震裕度地震谱型。 相似文献
10.
11.
与地震有关的潜在灾害主要包括砂土液化、斜坡不稳定性、地基沉降和地面塌陷4个方面。在核工程选址中,初步调查和详细调查阶段应分别结合厂址烈度值和厂址工程地质条件进行综合评价 相似文献
12.
新版IAEA安全导则《核电厂地震危险性评价》的分析与评述 总被引：4，自引：4，他引：0
本文分析了国际原子能机构新颁布的安全导则“EvaluationofSeismicHazardsforNuclearPowerPlants(NS-G-3.3)”与前版导则相比在内容、方法上的一些显著的变化;同时,结合我国核电厂厂址地震安全性评价的方法和实践,对该新版导则在我国的引进和应用中应该注意的问题,进行了评述。 相似文献
13.
核电厂标准化设计方法是节省核电建设成本的重要手段,开展非岩基厂址地基标准化设计地基模型的研究对拓宽核电厂地基适用范围有重要意义。首先,基于国内外典型软质岩和硬土厂址动参数的调研数据进行数理统计分析,归纳动参数随深度的变化规律,并通过归一化分析得到地基剪切波速剖面特征曲线,从而确定初步的标准化地基模型;进而,基于SuperFLUSH/2D Ver6.0软件开展初步标准地基模型的地震反应分析,以最大加速度随深度变化与加速度反应谱为考量指标探究动参数变化对于地震反应的影响程度及规律;最后,依据初步地基模型的剪切波速剖面的相似性及包络性,定义软质岩和硬土厂址条件下的核电厂标准化地基模型,并给出相应的动参数合理取值。该模型及研究成果可为我国“核电走出去”战略中主力堆型的核电厂标准化设计提供重要的参考。 相似文献
14.
国家核安全局于1987年2月9—17日,在北京举办了核电厂抗震设计讲习班。中国方面参加该讲习班的共有23个单位、近50名专家、其中地震系统代表为15人。日本著名的地震工程和核安全审查专家渡部丹、伊部幸美、黑田孝和竹内洋一郎一行4人,应邀来华讲学交流。应日本专家要求,江苏省地震局李起彤同志在会上介绍了中国地震活动概况、中国活断层年代测定和秦山核电站厂址区断层活动性评定。日本专家系统地介绍了日本核电厂的选址调查、抗震设计和安全审查,并用休息时间以 相似文献
15.
16.
我国火山灾害的主要类型及火山灾害区划图编制现状探讨 总被引：5，自引：0，他引：5
通过对《核电厂厂址选择中的地震问题》(HAF0101(1))有关条款的详细剖析,发震构造包括两个方面的含义:一是曾经是地震震源的地质构造;二是未来可能发生破坏性地震的地质构造。地震重演原则和构造类比原则是判定发震构造的两条基本依据,但在实际工作中构造类比原则的应用往往存在较大难度,对中强地震发震构造的判定尤其如此。文中提出:对中强地震构造带地貌差异性和第四纪地层分布特征的研究有可能提供识别发生中强地震地质构造的标志。 相似文献
17.
18.
19.
核电厂地震安全性评价中的断裂构造调查与评价 总被引：1，自引：1，他引：1
本文针对当前工作中存在的问题，对核电厂地震安全性评价工作中断裂构造调查与评价的技术思路、发震构造鉴定、能动断层鉴定与调查、地表断裂影响评价、发震构造与能动断层的关系等方面的问题，从核安全法规的层面进行了分析和讨论。认为对核安全法规的正确认识和理解，是较好地解决当前问题的重要途径。 相似文献
20.
内陆核电厂对水库环境的影响—以咸宁核电厂为例 总被引：1，自引：0，他引：1
随着我国核电产业的迅速发展,内陆核电厂的建没成为必然趋势.本文以成宁核电厂为例,从辐射影响、余氯影响和冷却系统影响等方面,评价核电厂对富水水库可能造成的环境影响.评价结果显示,核电厂放射性释放对于水库中参考鱼类产生的总辐射剂量率为2.06×10~(-4)mGy/d,低于背景辐射本底值和国际组织推荐限值;核电厂造成的库区和下游饮水口处水体中的总β放射性,叠加本底值后仍满足1Bq/L的生活饮用水质要求;核电厂运行的化学排放和冷却系统对于水库环境的影响也很小.同时,在与美国North Anna核电厂环境影响进行比较的基础上,分析了在我国滨湖厂址建设核电厂的适宜性,并对减缓内陆核电厂对湖库环境的影响给出建议. 相似文献