堆芯补水箱地震易损性分析

本文采用有限元软件ANSYS建立AP1000核电站堆芯补水箱（CMT）三维有限元模型，通过模态分析获得其结构特征，采用时程分析法较为真实地模拟CMT地震下响应。通过地震易损性数学模型，对CMT的各项易损性参数进行分析，获得了其抗震能力中值A_m、随机性标准差β_R以及不确定性标准差β_U，计算出其高置信度低失效概率（HCLPF）值。结果表明：CMT的HCLPF值明显高于设计安全停堆地震强度0.3g，说明其具有较高的抗震能力，且HCLPF值略高于采用确定论方法得到的值。对易损性参量误差敏感性分析发现β_R取值变化对CMT的条件失效概率和HCLPF值影响较小，可简化部分随机性误差的考虑，使得易损性分析更简洁。     

堆芯补水箱地震易损性分析

本文采用有限元软件ANSYS建立AP1000核电站堆芯补水箱(CMT)三维有限元模型,通过模态分析获得其结构特征,采用时程分析法较为真实地模拟CMT地震下响应。通过地震易损性数学模型,对CMT的各项易损性参数进行分析,获得了其抗震能力中值A_m、随机性标准差β_R以及不确定性标准差β_U,计算出其高置信度低失效概率(HCLPF)值。结果表明:CMT的HCLPF值明显高于设计安全停堆地震强度0.3g,说明其具有较高的抗震能力,且HCLPF值略高于采用确定论方法得到的值。对易损性参量误差敏感性分析发现β_R取值变化对CMT的条件失效概率和HCLPF值影响较小,可简化部分随机性误差的考虑,使得易损性分析更简洁。     

核电厂构筑物和设备高置信度低失效概率抗震能力值的计算方法

计算核电厂构筑物、系统和部件(SSC)的高置信度低失效概率抗震能力值(HCLPF)是地震概率安全评价(SPSA)、地震裕度评价(SMA)的一个重要步骤.介绍在工程上常用的3种计算SSC HCLPF值的方法:概率易损性方法、保守的确定性失效裕度(CDFM)方法以及通过试验数据获取HCLPF值的方法,并对比研究近年来在计算HCLPF值方法上的新进展,最后给出了计算HCLPF值的一些建议.     

稳压器非线性支撑的HCLPF值计算方法研究

核电厂地震裕度评价(SMA)的关键之一是分析结构和部件的高置信度、低失效概率(HCLPF)值。本文先对概率易损性法、保守的确定性失效裕度法(CDFM)、试验法以及非线性瞬态分析法等几种HCLPF值计算方法进行介绍,然后以稳压器支撑模型为研究对象,通过非线性瞬态分析法和CDFM分析计算HCLPF值。结果表明2种结果有所差别,CDFM法较为保守,非线性瞬态分析方法更加准确,建议对稳压器等含非线性的结构与部件,应通过非线性瞬态分析法分析HCLPF值。     

高温气冷堆压力容器侧向支承地震易损性的敏感性分析

反应堆压力容器（RPV）侧向支承是高温气冷堆地震风险的关键贡献物项，对于反应堆地震安全至关重要。本文确定了高温气冷堆RPV侧向支承的地震易损性变量，分析出易损性变量因子的合理取值，计算得到侧向支承的地震易损性曲线和高置信度低失效概率（HCLPF）抗震能力，挑选出易损性变量中的关键参数，并研究了RPV侧向支承HCLPF抗震能力对易损性关键参数的敏感性。结果表明，侧向支承的抗震能力明显高于设计基准地震动，易损性对于关键参数变异并不敏感。      

CDFM方法在秦山核电厂SMA中的应用

抗震裕度评价（SMA）是核电厂地震安全评价的方法之一,而计算构筑物、系统和部件（SSC）的高置信度低概率失效（HCLPF）值是开展抗震裕度评价的重要内容之一。本文介绍了HCLPF值的定义和计算HCLPF值的保守的确定论失效裕度（CDFM）方法。结合秦山核电厂抗震裕度评价,以应急柴油发电机组和主控制楼为例说明了CDFM方法在核电厂SMA中的应用。通过计算得到了大部分SSC的HCLPF值,为秦山核电厂SMA工作的顺利开展奠定了基础。     

高温气冷堆蓄电池组地震易损性研究

为验证核电厂发生地震外部事件时的电力安全，需要对蓄电池组进行抗震鉴定试验。本文以高温气冷堆（HTR）核电厂安全级蓄电池组为研究对象、以安全级蓄电池组抗震鉴定试验数据和工程经验为基础，通过识别、量化蓄电池组的地震易损性变量，并应用基于试验的易损性分析法推导出地震易损性曲线和高置信度低失效概率（HCLPF）抗震能力。研究结果表明，安全级蓄电池组的抗震能力远高于核电厂设计基准地震动需求。      

核电厂辅助给水系统水箱抗震分析研究

本文针对成熟M310堆型核电厂储液容器辅助给水系统(ASG)水箱,根据ASCE 4—98,采用基于壳模型的有限元法以及两种不同的地震输入,完成了抗震分析,并依据RCC-M规范J篇进行了地震屈曲评价。结果表明,ASG水箱原设计存在一定的地震屈曲风险。在此基础上本文对ASG水箱的结构设计分析给出了建议。     

设备地震易损性分析方法研究

地震PSA可以找到核电站在地震中的薄弱环节,是评价地震对核电厂影响的一种有效的方法,易损性分析是其中重要的一个步骤.本文介绍了设备地震易损性的概念,给出了地震易损性的数学模型,讨论了设备在地震情况下的失效模式判定问题,重点研究了易损性参数及其量化的两种方法:基于分析的方法和基于测试的方法,最后得出中值易损性、随机性和不确定性分布以及HCLPF(高可信度低失效概率)能力的计算公式.另外,设备地震易损性分析需要使用真实地震经验数据、测试数据和分析数据,这些都需根据特定电厂的需要进行收集和完善.     

蒸汽发生器非线性支承系统的抗震能力分析

计算核电厂设备的高置信度低失效概率(HCLPF)抗震能力是地震概率安全评价、地震裕度评价的一个重要步骤。以蒸汽发生器支承为研究对象,建立其详细的非线性有限单元模型,通过逐步增大地面运动水平,反复计算系统的响应,最后得到蒸汽发生器支承的抗震能力,并与通过确定性失效裕度法得到的HCLPF进行比较。结果表明,两者的计算结果差别较大。本文建议对于非线性较强的设备需采用非线性时程分析方法计算设备的HCLPF。     

多种影响因素下的设备易损性计算

抗震裕度评估是核电厂地震安全评估的方法之一，通过地震易损性分析计算高置信度低失效概率的抗震能力值是抗震裕度评估中很重要的一步。本文对于同时受到多种失效模式影响的设备易损性计算进行了研究，讨论了蒙特卡罗抽样方法和拉丁超立方分布抽样方法在设备易损性计算中的应用，对两种抽样方法的计算效率和准确度进行了评价。结果表明，在小样本抽样计算时拉丁超立方抽样方法有更好的计算效率和收敛速度，在1 000次样本数量时，两种抽样方法计算结果均可达到收敛。     

Fragility estimation for seismically isolated nuclear structures by high confidence low probability of failure values and bi-linear regression

A method for the fragility estimation of seismically isolated nuclear power plant structure is proposed. The relationship between the ground motion intensity parameter (e.g. peak ground velocity or peak ground acceleration) and the response of isolated structures is expressed in terms of a bi-linear regression line, whose coefficients are estimated by the least-square method in terms of available data on seismic input and structural response. The notion of high confidence low probability of failure (HCLPF) value is also used for deriving compound fragility curves for coupled subsystems.     

电气机柜的地震概率易损度分析

为开展电气机柜的地震概率安全分析（PSA），利用抗震能力与条件失效概率之间的关系和抗震鉴定试验数据，通过地震易损度的对数正态分布特性开展了电气机柜的概率易损度评价，得到某电气机柜的抗震能力中值为0.75g、随机性对数标准差为0.21、不确定性对数标准差为0.50及高置信度低失效概率（HCLPF）值为0.23g。该评价方法对电气设备的地震易损度分析具有借鉴作用。      

考虑知识不确定性的核电厂地震易损性概率模型研究

考虑知识不确定性的地震易损性模型公式是核电厂地震易损性分析的理论基础,包括具有置信度的易损性公式和平均值易损性公式。本文分别对两类公式进行了推导,分析了公式中参数的相互关系,研究了基于两类易损性公式分别得到的高置信度低失效概率值的关系。分析结果表明:基于易损性的不确定性角度的公式推导丰富了具有置信度易损性公式的内涵;对于具有置信度的易损性模型公式,失效概率与置信度服从某种分布,且两类不确定性对失效概率具有不同影响;两类不确定性的对数标准差取值相近时,两类高置信度低失效概率能力值近似相等。     

Uncertainty analysis of system fragility for seismic safety evaluation of NPP

In this study, a Seismic Probabilistic Safety Assessment (SPSA) methodology considering the uncertainty of fragilities was studied. A system fragility curve is estimated by combining component fragilities expressed by two variance sources, inherent randomness and modeling uncertainty. The sampling based methods, Monte Carlo Simulation (MCS) and Latin Hypercube Sampling (LHS), were used to quantify the uncertainties of the system fragility. The SPSA of an existing nuclear power plant (NPP) was performed to compare the two uncertainty analysis methods. Convergence of the uncertainty analysis for the system fragility was estimated by calculating High Confidence Low Probability of Failure (HCLPF) capacity. Alternate HCLPF capacity by composite standard deviation was also verified. The annual failure frequency of the NPP was estimated and the result was discussed with that from the other researches. As a result, the criteria of the uncertainty analysis and its effect was investigated.     

The use of the uniform risk spectra in the seismic PSA for a PWR power station

This paper describes a simple method for incorporating the effects of the uniform risk spectra (URS) in the seismic probabilistic safety assessment (PSA) for a pressurized water reactor (PWR) power station. The “traditional” fragility parameters for a range of critical equipment items in a PWR power station on two typical UK sites are modified to incorporate the URS using this simple method and the effect on the high confidence low probability of failure (HCLPF) acceleration levels and seismic-induced failure probabilities of the equipment items is examined. The results illustrate the potential benefit of using the URS in the seismic PSA for a PWR power station.