核设备抗震鉴定试验中功率谱密度检验方法分析评估

为满足核设备抗震鉴定试验中输入运动的功率谱密度（PSD）要求,基于对规范背景和目标PSD算法的调研以及典型算例的对比分析,对PSD的检验方法进行分析评估。结果表明,检验PSD最为直观的方法即对比输入运动PSD与目标PSD;根据各类目标PSD算法的结果精度、保守性及其规范依据,推荐使用2014版美国核管理委员会标准审查大纲（SRP）3.7.1节附录B中人工合成时程的方式来计算目标PSD:虽然该算法通常适用于核电厂的厂址设计反应谱,但对于设备抗震鉴定反应谱,仅需将人工合成时程的目标反应谱替换为鉴定反应谱即可;采用本文推荐方法计算目标PSD时,设备抗震鉴定输入运动的PSD检验应与SRP 3.7.1保持一致,即在0.3 Hz到目标反应谱的最高截断频率范围内包络目标PSD的70%。      

匹配设计反应谱的目标功率谱密度的确定方法

美国核管会标准审查大纲（SRP）3.7.1节要求，核电厂结构、系统和部件（SSCs）抗震设计时程需同时满足包络设计反应谱和匹配设计反应谱的目标功率谱密度（PSD）的要求。本文结合2014版SRP 3.7.1，对匹配设计反应谱的目标PSD的确定方法进行介绍，并根据其算法编写相应的计算程序，通过算例分析对程序结果进行验证。结果表明:计算所得RG1.60谱、美国中东部和西部基岩厂址谱的目标PSD与SRP 3.7.1结果具有较好的一致性，且基于本文所得目标PSD和三角级数叠加法所构造的加速度时程反应谱与设计反应谱匹配良好。本文所给出的目标PSD的确定方法可为核电厂抗震设计时程的PSD检验提供重要依据，且采用本文方法生成目标PSD，设计时程的PSD检验仅需包络该目标PSD的70%。      

利用HHT产生与多阻尼楼板谱匹配的地震波

美国原子能管理委员会（USNRC）规范规定了用于核电厂抗震分析和设计的地震波要求。在抗震分析和设计中，采用的地震波可与多阻尼目标反应谱匹配，也可与单阻尼目标反应谱匹配。然而，在对核电设备和部件进行动力时程分析时，则需要与多阻尼目标楼板谱匹配的地震波。基于此问题，提出利用希尔伯特-黄变换（HHT）方法，通过修改种子地震波的频率和振幅信息，使之与多阻尼目标楼板谱匹配，且完全符合USNRC规范的匹配标准，从而为核电设备和部件的地震安全评估提供合适的地震激励。      

考虑一致危险性谱的核电厂房结构振动台试验研究

为得到适合特定核电厂所需要的反应谱,考虑具体的场地条件及地震动参数,采用随机模拟方法与概率危险性分析相结合的方式,建立了生成超越概率为10-4的一致危险性谱（UHS）的方法。为进一步研究核电结构的抗震性能及UHS在实际核电结构中的适用性,设计和制作了1∶20的核电厂房结构模型进行振动台试验,采用2条天然波及UHS、厂址谱（SL-2）、RG1.60谱所生成的人工波对结构的响应进行比对分析。结果表明,不同地震波对核电结构的响应有所差异,UHS生成的人工波对上部结构加速度放大效应以及位移影响较大,对应的楼层反应谱幅值相对其他反应谱较高,进行结构及设备抗震设计时应予以考虑。      

LGM冷冻水机组（DEL）抗震分析加速度时程的确定

本文针对LGM冷冻水机组（DEL）抗震分析的实际问题,应用相关的程序,对由机组所处标高处加速度楼层反应谱（RRS）计算得到的人工地震加速度时程进行了相关性分析校核,并对此人工加速度时程进行了频谱及功率谱密度计算,表明此处采用的人工加速度时程的频谱及功率谱密度包括目标谱（RRS）及其功率谱密度的80%,满足有关规范的要求,可以作为DEL时程分析的输入,同时也说明本文采用的分析方法是可行的,为并今后进行类似工作提供了有益的参考。     

拟合目标反应谱的高精度人工加速度时程生成算法及应用

加速度时程是核电厂结构和部件开展抗震分析和试验的重要输入。本文基于改进的窄带时程构造形式,综合应用频域法和时域法,提出一种拟合目标反应谱的高精度人工加速度时程生成算法,通过RG1.60标准反应谱和两个复杂度不同的楼层反应谱拟合测试以验证算法的有效性和稳健性。结果表明：对目标反应谱的拟合相对偏差最大不超过10%;迭代次数少,拟合收敛性好。本文提出的算法可生成高精度的符合法规要求的人工加速度时程,对于核电工程抗震设计具有重要的应用价值。     

基于随机模拟一致危险性谱的核电厂抗震性能分析

为改善概率地震危险性分析对震源传播特性考虑的不足,提出采用随机模拟与概率地震危险性分析结合的方法,充分考虑反应谱生成中震源机制、传播路径和场地效应等影响,生成更为精确的一致危险性谱。结合核电厂具体场地条件对场地近两千年的历史地震进行模拟,并生成同一超越概率下的一致危险性谱（UHS）。为了比较已有的厂址谱（SL-2）和安评报告中的UHS及美国RG1.60谱所生成的地震动对结构抗震性能的影响,以某核电结构为例,建立三维有限元模型,进行动力时程分析。结果表明：不同反应谱对结构的动力响应差别较大,UHS与SL-2对结构的响应较为接近,且略大于SL-2,但小于美国RG1.60谱。基于随机模拟方法生成的一致危险性谱可为核电厂抗震设计提供参考。     

1000 MW核电站SEC系统鼓型滤网抗震计算

采用反应谱抗震计算方法,用SRSS方法组合鼓型滤网结构的各阶固有模态,并将多种地震波放大系数组成的包络线作为输入地震载荷,对1000 MW核电站重要厂用水(SEC)系统鼓型滤网结构进行了多种地震波输入的抗震计算。计算得到鼓型滤网应力最大响应发生在主轴与A型主辐条连接处,为69.75 MPa;位移最大响应发生在主横梁端部,为12.50 mm。按第三强度理论校核,强度满足抗震要求,但侧密封设计间隙(12 mm)小于位移最大响应,不满足抗震要求,需加大侧密封间隙以提高鼓型滤网抗震水平。     

基于统计数据的非基岩核电厂抗震设计谱研究

为获取更为准确的抗震设计谱,统计分析了美国NGA-West2数据库中2661条强震动加速度记录数据,研究了相关地震参数对地震动反应谱的中长周期的影响,并建立了基岩（I类）与非基岩（II类、III类）场地上水平向归一化加速度反应谱。结果表明,地震动反应谱受场地条件和矩震级的影响十分显著,受震源距离参数的影响较弱;与RG1.60谱、GB50267-97谱相比,本文获得的地震动反应谱能够更加可靠地估计场地覆盖层特性以及矩震级对地震动反应谱的中长周期的影响。最后,本文确定了考虑场地条件与地震构造环境影响的抗震设计谱,可作为非基岩核电厂选址及抗震设计的地震动输入。      

AP1000设计地震反应谱在具体厂址评价中的应用

分析AP1000设计地震反应谱（CSDRS）与各相关导则中定义的反应谱的对应关系,指出在特定厂址评价中,应基于同一标高比较厂址特定设计反应谱（SRS）和AP1000 CSDRS。基于5种设计场地模型将AP1000 CSDRS反演至设计基岩处和核岛结构基础底部,计算得到设计基岩处和结构基础底部的AP1000设计谱。计算结果表明,AP1000 CSDRS不能包络已有核电厂核岛结构抗震设计采用的0.2g标定的RG1.60的设计反应谱;若在非硬质基岩场地建造AP1000核岛结构,应进行AP1000 CSDRS的保守性分析。     

Artificial ground motion compatible with specified peak ground displacement and target multi-damping response spectra

With respect to the design ground motion of nuclear power plant (NPP), the Regular Guide 1.60 of the US not only defined the standard multi-damping response spectra, i.e. the RG1.60 spectra, but also definitely prescribed the peak ground displacement (PGD) value corresponding to the standard spectra. However, in the engineering practice of generating multi-damping-spectra-compatible artificial ground motion for the seismic design of NPP, the PGD value had been neglected. Addressing this issue, this paper proposed a synthesizing method which generates the artificial ground motion compatible with not only the target multi-damping response spectra but also the specified PGD value. Firstly, by the transfer formula between the power spectrum and the response spectrum, an initial uniformly modulated acceleration time history is synthesized by multiplying the stationary Gaussian process with the prescribed intensity envelope to simulate the amplitude-non-stationarity of earthquake ground motion. And then by superimposing a series of narrow-band time histories in the time domain, the initial time history is modified in the iterative manner to match the target PGD as well as the target multi-damping spectra with the pre-specified matching precisions. Numerical examples are provided to demonstrate the matching precisions of the proposed method to the target values.     

Methods to derive seismic fragility of NPP components: A summary

Seismic fragility of structure, system or component (SSC) is the probability of its reaching a limit state, for a given seismic demand. It is evaluated in terms of ground motion parameters, which is generally peak ground acceleration. Seismic fragility of a nuclear power plant (NPP) is derived from the fragility of its SSC. Seismic qualification, prerequisite for determination of seismic fragility of the SSC of a NPP, is conducted by either direct method involving analysis and testing; or indirect one involving experience based method. The paper surveys and summarizes the methods available to derive the seismic fragility of SSC(s) of an NPP, which are qualified by direct as well as indirect methods.     

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。     

Development of the site-specific uniform hazard spectra for Korean nuclear power plant sites

A seismic risk analysis has been performed to evaluate the seismic safety of a nuclear power plant for strong earthquakes beyond a design earthquake level. A site-specific median spectrum has generally been used for a seismic fragility analysis of structures and equipment in Korean nuclear power plants as a part of a probabilistic seismic risk assessment. The site-specific response spectrum, however, does not represent the same probability of an exceedance over entire frequency range of interest. The site-specific uniform hazard spectrum (UHS) is more appropriate for use in a seismic probabilistic risk assessment (SPRA) than the site-specific spectrum, since there are only a few strong motion data and seismological information for the nuclear plant sites in Korea. In this study, the uniform hazard spectra were developed using the available seismic hazard data for four Korean NPP sites.     

大亚湾核电站反应堆厂房楼层反应谱分析评估

大亚湾核电站核岛厂房的抗震分析遵循技术输出国-法国M310型机组的土建技术规范RCC-G,采用简化的阻抗函数法计算地基岩土的作用.根据大亚湾厂址的地基岩土特点,拟采用更为精确的三维连续半空间边界子结构法来考虑地基岩土的作用,并与原设计进行对比.另外,在原设计中采用多组时程作为地震输入,取各组计算结果的平均值作为设计值的基础(称为"平均"法).在研究中基于相同的时程,拟分别采用"平均"法和更为常用的"包络"法,处理多组时程的响应.基于上述两方面,通过反应堆厂房的地震响应计算,得到核电站系统设备重要的设计基础数据-楼层反应谱(FRS),并将计算的楼层反应谱同设计谱进行比较,从而对设计方法及其结果进行评估,为电站的抗震设计裕量评估和安全管理提供可资参考的结论.