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.     

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。      

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。      

储液容器地震易损性参数计算

本文介绍了核电厂设备的易损性分析方法以及易损性模型的参数化计算方法。对核电厂中的典型储液容器应急补水箱（ASG水箱）使用Housner质量-弹簧简化模型进行了分析。对ASG水箱的各项易损性参数进行了计算,绘制出其易损性曲线,并得出高置信度低失效概率（HCLPF）值。结果表明：ASG水箱的HCLPF值低于安全停堆地震（SSE）水平,属于抗震能力较低的设备,需在结构上进行加强。     

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。     

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。     

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.     

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。      

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。     

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。     

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。     

考虑竖向地震动影响的某核电安全壳地震易损性研究

核电厂等重要基础设施的抗震设计和评估需要考虑竖向地震动影响,目前竖向地震动对核电安全壳地震易损性影响研究还较少。本文进行了考虑竖向地震动影响的核电安全壳地震易损性研究,分析了以水平向场地相关谱为目标谱选取的地震动记录的不足,提出了同时匹配水平和竖向场地相关谱的地震动选取方法,选取了指定场址的水平和竖向地震动记录。采用增量动力分析方法,基于选取的水平和竖向地震动,分别进行核电安全壳水平向地震动作用下与水平和竖向地震动联合作用下的易损性分析。采用基于混合易损性数据的易损性分析方法,得到了具有置信度的易损性曲线和高置信度低失效概率。分析结果表明：竖向地震动对安全壳抗震能力和地震易损性有较大影响。     

基于GO-FLOW方法反应堆冷却剂泵组系统失效概率的不确定性分析

反应堆冷却剂泵组系统是含多种共因和包含多重共因失效部件组(CCCG)的复杂冗余系统,对其进行系统失效概率的不确定性分析是较为复杂和困难的问题。本文采用将GO-FLOW与Monte-Carlo相结合的方法对这一问题进行研究,定量计算含共因失效(CCF)的系统失效概率的不确定性。结果表明,CCF使系统失效概率均值显著增加,多重CCF的发生使系统失效概率的标准差以及包含90%取值区间的x05和x95分位值均有所增大,而使误差因子EF有所减小;计算得到的系统失效概率的概率密度函数(PDF)曲线给出了系统失效概率的完整分布,弥补了仅采用点估计值所得分析结果的不完整性。     

重要厂用水系统地震情况下可靠性分析

重要厂用水系统是核电厂重要的安全系统之一,其失效概率通常由系统可靠性分析获得。而地震情况下设备的失效概率是地震动峰值加速度的函数,且地震的发生又具有随机性,目前概率安全评价中传统的故障树分析方法对此种情况缺乏足够的处理能力。本文采用蒙特卡罗模拟方法解决条件概率的问题,针对地震情况系统可靠性分析,提出了评价模型,并对核电厂重要厂用水系统进行了分析计算,得到地震情况下重要厂用水系统的年失效概率为1.46×10^-4。计算结果与设备抗震性能数据符合,验证了分析模型的合理性。     

核电厂地震易损性分析模型研究

福岛核事故发生后,我国要求开展外部事件对核电厂影响的评价,“十二五”核安全规划要求2015年之前开展外部事件概率安全分析工作。地震是需要重点评价的外部事件之一,而地震易损性分析是地震概率安全评价（SPSA）的一项重要内容,易损性分析模型是地震易损性分析的基础。本文介绍了地震易损性的概念,研究了美国核管会（NRC）和电力研究院（EPRI）推荐的地震易损性模型,并从数学上对该模型进行推导。给出易损性模型的应用实例,讨论随机性和不确定性对易损度的影响。结果表明,进行易损性分析时,需拥有丰富的知识和经验,以减少不确定性,使得到的分析结果更接近实际。     

核电站冷却用电机抗震性能鉴定及裕度分析

根据相关核安全法规,核电站的冷却水泵用电机为核安全2级,必须确保承受若干次安全停堆地震(OBE)和运行基准地震荷载(SSE)荷载之后,仍能保持结构完好性和安全运行功能。本文通过模拟地震振动台设备对1台1E级冷却水泵用电机进行白噪声和若干次人工波激振,获取了电机的基本动力特性,并通过在试验过程中对电机功能的监测和试验数据的分析,结论表明该电机在各地震工况下结构完好,各功能指标在抗震试验前后无明显变化,满足抗震要求。利用高置信度低概率失效(HCLPF)来量化设备的抗震裕度(SMA),采用核电站抗震裕度评估方法 EPRI NP-6041-SL中易于实施的保守的确定论失效裕度(CDFM)分析方法,合理选取其反应谱削波因子、抑制因子等主要参数,计算其抗震裕度比例因子,得到该电机的抗震裕度。     

三环路核电厂的抗震裕度评价

抗震裕度评价是核电厂中开展地震风险评价的方法之一。本论文采用PSA-based SMA方法对三环路核电厂进行了抗震裕度评价工作,并以福清核电厂一期工程为评价对象,通过对SMA各项技术要素,包括抗震裕度地震、地震设备清单、SSC的HCLPF值评价、SMA建模、电厂的HCLPF值评价等详细分析和评价,最终得到福清核电厂一期工程的抗震裕度评价结果。     

基于抗震鉴定试验的开关柜的抗震裕度分析

核电厂发生超过设计基准地震后,需要进行抗震裕度分析以便于识别核电厂的薄弱环节。本文利用高置信度低概率失效来量化设备的抗震裕度,采用保守的确定论失效裕度和易损性分析两种方法,计算了核电厂设备的高置信度低概率失效,梳理了两种方法的计算步骤,明确了计算过程中关键参数的取值范围。利用两种方法计算基于抗震鉴定试验的开关柜的高置信度低概率失效。     

核电厂安全壳近场地震动下易损性分析

安全壳结构作为核电厂最重要的结构之一,其地震易损性是核电厂结构概率地震安全评价工作中关注的重点。结合非线性有限元分析技术和增量动力分析方法,对核电厂安全壳在近场地震动作用下的易损性展开分析。此外,为克服传统基于顶点位移的安全壳结构整体损伤指标的局限性,本文提出了基于能量的整体损伤指标,并验证其有效性。最后提出了考虑地震易损性参数统计不确定性的易损性曲线构造方法。研究结果表明:本文提出的安全壳结构整体损伤指标能很好地反映安全壳结构整体变形特性,并且其变异性小于基于顶点位移整体损伤指标的变异性。统计不确定性对安全壳结构不同损伤性能水准下对应的易损性曲线的整体影响可以忽略,但对易损性曲线下尾部分有一定影响。