核电设备抗震鉴定（一）
核电设备抗震鉴定（一）
编者按
本篇为核安全专题的第二篇文章，节选自《核电厂抗震安全评估》一书，由张家倍、李明高和马琳伟编著。
由于文章比较长，将分为多篇发布，本篇为（一）。
引言
为了保证核电厂的安全性，在中国的核安全导则中，要求核电厂的设计具有纵深防御的功能，设计中包括了多重的防御屏障，地震作为不可忽视的外在因素，得到了充分的考虑。在设计中，从采用的法规标准、地震输人水平的确定、计算分析的理论方法到设计极限的采用，都有一套完整的、经过验证的程序。该设计具有成熟的理论基础和经验积累。
美国联邦法规(Code of Federal Regulations, CFR)第10卷第50款附录A中的设计总则 (General Design Criterion, GDC)要求对安全重要的构筑物、系统和部件(Structures, systems, and Components, SSC)进行设计以抵御地震的影响，能够执行其安全功能而不发生功能丧失。按照核电厂特征进行抗震设计时所考虑的地震，定义为安全停堆地震(Safe Shutdown Earthquake, SSE)。SSE是在分析核电厂所在区域特点、厂区地质、地震条件，以及分析当地地表下物质特性的基础上确定的、可能发生的最大地震。在CFR第10卷第50款附录S中也讨论了运行基准地震（Operating Basis Earthquake, OBE)期间和发生后，为保证SSC功能继续运行的要求。与核安全有关结构的抗震设防标准高于一般工业与民用建筑的抗震设防标准，在中国的核电厂抗震设汁中，—般分为两级设防，对于低水平地震动即 OBE，要求震后核电厂保持正常安全运行；对于高水平地震动即极限安全地震水平，则要求核电厂能够维持安全，保证核电厂能够安企停推。因此，此地震水平也被称作SSE。
近年来，随着对地球科学认识的深入，人们认为核电厂有可能遭受到大于其设计基准的地震。在技术领域中，人们清楚地知道在当前核电厂设计中存在着固有保守性，为核电厂的设计提供了可现的额外裕度。然而，一个值得关心的问题是抗震能力存在一个上限平台，这主要针对能动设备。如果超过了其抗震能力，将会导致部件不运行。基于这样的原因，人们开始研究和定义超过SSE或设计基准地震（Design Base Earthquake, DBE)时核电厂所具有的裕度。针对超DBE事件，国际核能界采用三种方法来评估核电厂的抗震 安全，分别是：①抗震裕度评估（Seismic Margin Assessment，SMA)，也称为确定性的SMA或美国电力研究院（Electric Power Research Institute，EPRI)SMA；②地震概率风险（安全）评估[Seismic Probabilistic Risk(Safety) Assessment，SPRA(SPSA)]；③基于概率风险（安全）评估[Probabilistic Risk (Safety) Assessment， PRA(PSA)]的杭震裕度评估[PRA ( PSA )-based SMA]，也称为美国核监管委员会（Nuclear Regulatory Commission, NRC)SMA。其中，第一种和第三种方法也可统称为SMA方法。在欧洲，习惯上将芙国常用的PRA用PSA代替，两者之间并没有本质上的不同，只是用词的差异。本书为了保持用词的统一，采用PSA代替PRA。国际原子能机构（International Atomic Energy Agency，IAEA)安全指南NS - G - 2. 13建议用以上三种方法中的两种对核电厂进行抗震安全评估，即确定性的SMA方法和概率性的SPSA方法。通过在世界多个国家30多年的发展和应用，这三种方法都已经成熟。
在核电厂的抗震安全评估中，电厂设备抗震性能的优劣是一个极其重要的问题，而抗震鉴定是确保核电厂设备抗震性能的一个关键环节，并且能够为核电厂的抗展安全评估提供必要的输人信息，也是一个必不可少的基础环节。
综上所述，核电厂中SSC的抗震能力评估可以通过两种方法来实现，即确定性的抗震鉴定及SMA方法和SPSA方法。抗震鉴定从单个的部件或设备出发，采用分析、试验或地震经验等确定性方法进行抗震能力的鉴定。SMA方法或SPSA方法从系统的角度出发，采用确定性或概率性方法对SSC进行全面的抗震安全评估，找出核电厂中的薄弱 环节并升级改进。
核电设备抗震鉴定
核设备的抗震鉴定方法可分为分析、试验及地震经验三种方法。总体要求是凡与核安全有关的设备都要进行抗震鉴定。一项抗震鉴定活动必须包括：
① 清晰定义系统、设备或部件及其支撑的范围边界。
② 明确说明抗震功能。对于机械系统和设备，抗震功能的常用规定是：a. 位置保持；b. 泄漏密封性；c. 可操作性。
1. SSC的抗震分类
根据1996年中国国家安全局分布的HAF0215（1）《核电厂的抗震设计与鉴定》，SSC（或称“物项”）可按其在地震时的安全重要性分为两类或更多类。分类的目的是为了有利于公众和环境对放射释放的防护。
Ⅰ类抗震物项
必须规定电厂的Ⅰ类抗震物项。这类物项必须按SL-2地震水平（相当于常用SSE表示的地震水平）的地震动进行设计和论证。Ⅰ类抗震物项必须包括：
① 损坏后会直接或间接引起事故工况的物项；
② 使反应堆安全停堆、监测临界参数、保持反应堆处于停堆状态以及在长时间内排出余热所需的物项；
③为防止放射性物质释放或使释放物质保持在国家核安全部门为事故工况所规定的限值以下所需的物项（如安全壳系统）。
尽管一回路主要压力边界是按承受地震荷载进行设计的，但作为一种保守措施，仍假设在一回路压力边界会发生某些设计基准事故而设置了减缓其后果的物项，这类物项也要包括在Ⅰ类抗震物项内。
Ⅱ类抗震物项
可规定电厂的Ⅱ类抗震物项。Ⅱ类抗震物项应包括：
①不属于I类抗震物项，为防止放射性物质外逸超过正常运行限值所需的物项；
②不属于I类抗震物项，为减轻某些事故工况所需的物项，这些工况持续相当长的时期，而在这一时期内具有发生规定强度地震的合理可能性。
Ⅱ类抗震物项的设计地震水平必须在以下基础上确定：a.为保护物项抗御这一地震水平所做的附加工作必须与可能减轻电厂人员或公众遭受地震引起的风险相称；b. 必须遵守国家规定的放射性物质释放可接受的限值。因此在许多情况下可合理地选SL - 1 （相当于常用OBE表示的地震水平）作为这一类的设计基准。这种方法会减少电厂停堆、 检查、再审批的必要性，从而允许电厂继续运行。
不属于Ⅰ类或Ⅱ类抗震的物项
不属于I类或Ⅱ类抗震的核电厂物项应按国家对非核用途的常规做法进行抗震设计。
当一物项根据分析、试验或经验预期会发生破坏、坠落、移位或任何其他的空间反应， 并可能危及高类物项的功能时，应选择采用下列措施之一：
① 这类物项必须归入被危及物项的同一类别内；
② 必须证明低类物项在基准地震动作用下不会倒塌或不会丧失功能；
③ 被危及物项必须给予适当保护，使之不受危及。
对于因其可能危及高类物项而被重新分类的物项，由于仅需保证其结构整体性，可采用较不严格的抗震设计。
确定某一物项归属于I类或II类抗震物项，必须基于清楚地了解其在地震期间、地震后或在非地震引起的事故后为安全所必须保证的功能要求。如必须考虑密封性、损坏（疲劳、磨损、开裂等)程度、机械或电气功能的能力、最大位移、永久变形的程度以及几何尺寸的保持等问题。根据不同功能要求，同一系统的各个部分可分属不同类别。