HAD 102-02-2019 核动力厂抗震设计与鉴定

—1—附件1核安全导则HAD102/02–2019核动力厂抗震设计与鉴定（国家核安全局2019年12月31日批准发布）国家核安全局—2—核动力厂抗震设计与鉴定（2019年12月31日国家核安全局批准发布）本导则自2019年12月31日起实施本导则由国家核安全局负责解释本导则是指导性文件。在实际工作中可以采用不同于本导则的方法和方案，但必须证明所采用的方法和方案至少具有与本导则相同的安全水平。核动力厂抗震设计与鉴定—3—1引言1.1目的1.1.1本导则是对《核动力厂设计安全规定》（HAF102，以下简称《规定》）有关条款的说明和细化，其目的是给核安全监督管理部门、核动力厂设计人员和营运单位就核动力厂设计与鉴定提供可接受的通用方法，使场址地震动不致危及核动力厂安全，并在构筑物和设备的分析、试验鉴定所用方法和程序的一致性方面给予指导，使其满足《规定》的安全要求。1.1.2附件Ⅰ与正文具有同等效力。1.2范围1.2.1本导则适用于符合核动力厂地震危险性评价相关导则排除准则的陆上固定式水冷反应堆核动力厂的设计，以抵御场址特定地震。本导则不涉及地震动的强度或核动力厂各物项的风险度。1.2.2当采用简化程序进行设计和验证时，应证明这些程序对于实现安全目标的适宜性，并从安全的角度进行恰当的评价。1.2.3本导则适用于新建核动力厂的设计与建造，通常不用于对已建核动力厂的重新评价。本导则不适用于已建核动力厂的抗震设计裕度评价。核动力厂抗震设计与鉴定—4—1.2.4本导则也可用于其他类型核动力厂的设计，但应根据反应堆类型及其特殊的安全要求，采用工程判断的方法评价其适用性。1.2.5本导则中关于模型化与物项鉴定方面的技术建议可应用于地震以外其他原因引发振动的设计，如工业设施的爆炸、飞机撞击、采石场爆炸或高速旋转机械的事故等。但是，对于此类扩展应慎用，尤其是关于诱发振动的频率范围、持续时间、方向和对核动力厂的影响机理等方面，应进行工程判断。还应注意到，抵御此类荷载的设计可采用不同的形式（如防撞墙），或可能包括其他不同的破坏形式（如冲击荷载引起的结痂或破碎）。本导则不考虑这些特殊的工程措施。2总则2.1概述2.1.1本章依据《规定》中的要求，按构筑物、系统和部件在设计基准地震事件中的安全重要性，提出抗震分类的建议。为保证在设计中有适当的安全裕度1，还给出了关于设计标准应用的建议。2.1.2对于本导则适用范围内所涵盖的影响核动力厂安全的物项、服务和过程，应制定质量保证措施并有效实施。1本文中，安全裕度是指在设计、材料选择、建造、维修和质量保证中的特殊条款的结果。核动力厂抗震设计与鉴定—5—2.2设计基准地震2.2.1对每个场址应评定其地震危险性，并根据相关程序及核动力厂设计确定的目标概率水平或原则，给出两个级别的设计基准地震动：运行安全地震动（SL-1）和极限安全地震动（SL-2）。2.2.2在核动力厂的设计中，SL-2与最严格的安全要求相关，而SL-1则具有不同的安全意义，其可能性较大且严重性较低，可由营运单位经综合评估确定。通常，SL-1用于荷载组合（由于与概率相关的原因，其他事件与较低强度的地震组合）、事故后的检查及许可证要求。作为较低水平的地震动，SL-1通常不与安全要求相关，只与运行要求相关。当核动力厂运行中场址实际发生的地震动超越SL-1时，应采取措施停堆，并应依据相关要求对核动力厂安全相关物项进行评估，经过核安全监督管理部门的审查认可后，方可恢复核动力厂运行。2.2.3对核动力厂每个安全级物项均应考虑SL-2。最低水平应考虑相当于自由场地面加速度峰值0.15g（设计反应谱中零周期加速度的值）。2.2.4设计基准地震动的确定一般考虑潜在地震动的频谱及持续时间。当判定有多个震源对危险性具有主要贡献时，尤其应注意不同震源的频谱效应与持续时间的影响。在此情况下，对源于不同震源（如远场和近场）的地震动（或反应核动力厂抗震设计与鉴定—6—谱）进行包络时应更加谨慎。考虑到构筑物、系统和部件的抗震要求不同，宜对不同的地震动分别进行承载力评价。2.2.5输入地震动一般定义在地表或基岩表面处的自由场。当需要在基础标高处进行地震输入时，可采用反演-正演的方法来赋值。2.3构筑物、系统和部件的抗震分类2.3.1由地震引起的任何主要的场址预期效应，与通过核动力厂构筑物传至构筑物、系统和部件的震动相关。震动可通过直接或间接相互作用机制（如由地震引发的物项间的机械相互作用、危险物质的释放、火灾或水淹、操作人员通道的破坏以及撤离道路或进场道路的不可用等）影响核动力厂的安全功能。2.3.2所有构筑物、系统和部件都要经受任何可能发生的地震作用，而地震事件发生时所要求的性能可以不同于在安全分级中考虑的安全功能。这些安全功能是基于在所有设计基准工况下（假设始发事件）要求最高的安全功能。因此对于从安全出发的设计方法，除了安全分级以外，还要根据其在地震期间和地震后的安全重要性将构筑物、系统和部件进行分类。构筑物、系统和部件的抗震可分为抗震Ⅰ类、抗震Ⅱ类和非核抗震类，或根据核动力厂机组的设计特性分为更多类。分类的目的是为了有利于公众和环境对放射性物质释放的防护和保障核安全。核动力厂抗震设计与鉴定—7—2.3.3应规定核动力厂的抗震Ⅰ类物项。此类物项应设计为可承受SL-2。抗震Ⅰ类物项通常相应于安全上的最高类别，并包括所有安全重要物项。具体来说，抗震Ⅰ类物项应包括下列物项及其支承结构：（1）作为SL-2的后果，其失效会直接或间接导致事故工况的物项；（2）使反应堆停堆，保持反应堆处于停堆状态，在要求期间内排出余热所需的物项，以及对上述功能的参数进行监测所必需的物项；（3）预防或缓解设计中考虑的任何假设始发事件（不论其发生的概率如何）引起的放射性释放超过限值所必需的物项；（4）预防或缓解乏燃料池不可接受的放射性释放后果所需的物项。2.3.4在2.3.3节（3）中物项的选取与纵深防御有关：在SL-2水平的地震事件中，所有层次的防御应总是处于可用状态2。为防御地震以外的外部事件所设计的实体屏障，在地震期间应保持完整性和功能性。2.3.5尽管轻水堆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臵了减轻其后果的物项，2在纵深防御的框架中，对所有外部事件的防御是第一层次纵深防御的一部分。核动力厂抗震设计与鉴定—8—这类物项也要包括在抗震Ⅰ类物项中。2.3.6核动力厂抗震Ⅰ类物项的设计、安装与维修应符合严格的实践，即应高于常规风险的设施所采用的安全裕度。对于任何抗震Ⅰ类的物项，应按照安全功能要求确定适当的验收准则3（如表明功能性、密封性或最大变形的设计参数）。但是在某些情况下，如果详细评价其对核动力厂安全功能的影响，对于包含SL-2的荷载组合，实体屏障的验收准则可以适当降低。2.3.7可确定核动力厂的抗震Ⅱ类物项。抗震Ⅱ类物项应包括：（1）所有具有放射性风险但与反应堆无关的物项（如乏燃料厂房和放射性废物厂房）。要求这些物项具有的安全裕度与其潜在放射性后果相一致。由于这些物项一般来说与不同的释放机理有关（如废物泄漏、乏燃料筒损坏），其预期后果与反应堆的潜在后果不同；（2）不属于抗震Ⅰ类„特别是2.3.3节（2）和（3）中的物项‟，但在足够长的时间内（在该时间段内具有合理地发生SL-2或SL-1的可能性）预防或缓解核动力厂事故工况（由地震以外的假设始发事件引起的）所需要的物项；3验收准则是对评价构筑物、系统和部件执行其设计功能的能力所用的功能性的或状态性指标而规定的边界值。此处所用的验收准则是指在所定义的假想初始事件下，对构筑物、系统和部件功能性的或状态性的指标规定的边界值（如：与功能性、密封性或无相互作用相关的指示）。核动力厂抗震设计与鉴定—9—（3）与场址可达性相关的物项及实施应急撤离计划所需的物项。2.3.8抗震Ⅱ类物项的设计地震水平应在以下基础上确定：为保护物项防御这一地震水平所做的附加工作必须与可能减轻核动力厂人员或公众遭受地震引起的风险相称。必须遵守国家规定的放射性物质释放可接受的限值。2.3.9不属于抗震Ⅰ类、抗震Ⅱ类的非核抗震类物项应依据国家非核设施的规范进行设计，即按常规风险的设施进行设计。其中的一些对核动力厂运行重要的物项，可根据运行目标选择较严格的验收准则。这种做法可减少核动力厂停堆、检查和重新申请许可证的需要，从而使核动力厂持续运行。2.3.10在核动力厂所有物项中（包括那些安全上不重要的物项），那些可能与抗震Ⅰ类和抗震Ⅱ类物项发生空间相互作用（如由于倒塌、坠落或移位）或其他相互作用（如通过危险物质释放、火灾、水淹或地震引起的相互作用）的物项，应论证这些物项引起的潜在影响和造成的损害，既不影响任何抗震Ⅰ类及抗震Ⅱ类物项的安全功能，也不影响任何与安全相关的操纵员行动。2.3.11作为地震后果，根据分析、试验或经验，预计会发生某些相互作用，并且会危及抗震Ⅰ类或抗震Ⅱ类物项的功能（包括操作行动）时，应采取下述措施之一：核动力厂抗震设计与鉴定—10—（1）这类物项应重新分类为抗震Ⅰ类或抗震Ⅱ类，并重新进行设计；（2）为了避免对抗震Ⅰ类或抗震Ⅱ类物项产生不利影响，这类物项应按SL-2进行鉴定；（3）应适当地保护被危及的抗震Ⅰ类或抗震Ⅱ类物项，以免其功能受到与此类物项相互作用的危害。2.3.12第2.3.10节所述物项应按照核应用实践进行设计、安装和维修。但是，在第2.3.11节（2）中，当认为其与抗震Ⅰ类或抗震Ⅱ类物项发生相互作用的频率非常低时，可以适当降低安全裕度。2.3.13对物项的抗震分类，应以清楚地了解为保证安全在地震期间或地震后对其功能的要求为基础。根据不同的安全功能，同一系统中的不同部件可能属于不同的抗震类别，例如应考虑密封性、损坏（如疲劳、磨损及开裂等）程度、机械或电气功能、最大位移、永久变形的程度和几何尺寸的保持等方面。2.3.14对核动力厂所有可能的运行模式都应考虑地震荷载。在抗震设计中，对所设计的物项应考虑其抗震分类。2.3.15应依据反应堆类型、核安全法规和标准以及场址的特殊边界条件（如冷却水源的可用性）等进行抗震分类。2.3.16作为设计过程的一部分，应列出具有相关验收准则的所有物项的详细清单。示范的清单见附件Ⅰ。核动力厂抗震设计与鉴定—11—2.4地震荷载与运行荷载的组合2.4.1设计荷载的分组如下：（1）L1，正常运行引起的荷载；（2）L2，预计运行事件引起的附加荷载；（3）L3，事故工况引起的附加荷载。2.4.2应按所考虑物项的特定位臵计算地震荷载，要考虑土体和厂房构筑物的特性，包括质量和刚度及厂房内设备的分布。应保证已考虑了起控制作用的荷载组合。2.4.3对于抗震设计，地震引起的荷载应与核动力厂的运行荷载进行如下组合：（1）对于抗震Ⅰ类和抗震Ⅱ类的物项，应根据其类别将L1与设计基准地震组合；（2）对于抗震Ⅰ类和抗震Ⅱ类的物项，如果L2或L3由地震荷载引起并（/或）与地震荷载同时发生的可能性大（如L2与地震无关4，但发生相当频繁，就可能是这种情况），则L1和L2（或L3）应与设计基准地震组合；（3）对已确认会发生与抗震Ⅰ类或抗震Ⅱ类物项相互作用的其他抗震物项，应采用与抗震Ⅰ类或抗震Ⅱ类物项相同的荷载组合，但可用不同的安全裕度；（4）对于非核抗震类物项，应将相关设计基准荷载按常规工业规范进行组合。4典型的由地震事件引发的L2可能是由反应堆停堆产生的荷载。核动力厂抗震设计与鉴定—12—表1与地震荷载的荷载组合抗震类别L1L2L3地震荷载安全裕度Ⅰ√SL-2依据较高风险设施的设计规范（核规范）√√SL-2同上b√√SL-2同上bⅡ√SL-2或SL-1a依据风险与核动力厂不同（通常较低）的设施的设计规范√√SL-2或SL-1a同上b√√SL-2或SL-1a同上b与抗震Ⅰ类或抗震Ⅱ类物项发生空间相互作用√SL-2或SL-1a依据较高风险设施的设计规范（核规范）或较低风险c的设计规范√√SL-2或SL-1a同上b√√SL-2或SL-1a同上b非核抗震类√常规地震输入依据常规风险设施的设计规范a