基于抗震性能目标确定场地相关地震动反应谱

A 引言

管理导则1.208提供一种可供选择的方法，满足10CFR100 “反应堆厂址准则”100.23节“地质和地震选址标准”的要求(参考文献1)。核管会人员结合地震动衰减关系、震源模型、场地响应确定方法的最新进展，以及根据场地特征确定其地震动的新方法(这种新方法满足10CFR100.23的要求，用来确定安全停堆地震动反应谱(SSE) ),提出了管理导则1.208。管理导则1.208的目的是对如何确定厂址特定地震动反应谱(GMRS)提供指导。厂址特定地震动反应谱表征了厂址所在区域和地区的地震危险性特征，是确定安全停堆地震动反应谱过程中最重要的部分。安全停堆地震动反应谱必须同时满足“核电厂地震工程标准”(10CFR50的附录S)和“地质和地震选址标准”(10CFR100.23) (参考文献2)。

10CFR100.23节(c)段“地质、地震和工程特征” 与(d)段“厂址选择中的地质和地震因素”中要求：对厂址及其周围地区的地质、地震和工程特征所进行的调查，在范围和深度上应保证可以对推荐厂址进行恰当的评价，为安全停堆地震动反应谱评价过程提供充足信息，并且允许采取适当的工程措施，消除实际或潜在的地质及地震事件对推荐厂址的影响。应通过查阅相关文献和进行现场调查来获取关于地震动、地表构造变形与非构造变形、地震重现率、断层几何特征和滑移速率、厂址地基特性、由地震引起的洪水、波浪以及其它选址因素和设计条件的资料。

在10CFR100.23(d)(1)段“确定安全停堆地震动”中要求通过恰当的分析，如概率地震危险性分析(PSHA)，来说明确定安全停堆地震动过程中的不确定性。

在10CFR50的附录A“核电厂设计总则”准则2(GDC2)“自然灾害防护设计基准”中要求：与核电厂安全相关的构筑物、系统和部件(SSCs)应能承受自然灾害(如地震)的影响而不丧失其安全功能。这些构筑物、系统和部件也必须能够适应并且相容于正常操作和假定事故情况下的环境条件。

在10CFR50的附录S中，具体说明了GDC2中关于地震灾害方面的要求。其中IV(a)(1)(i)段要求：安全停堆地震动必须由地表自由场地震动反应谱表征。考虑到可用的强地震动数据很有限，通常认为采用与厂址特征相符的平滑谱作为设计反应谱是恰当的。另外，结构基础标高处与SSE相一致的自由场水平地震动应具有恰当的谱形，且其峰值加速度不小于0.1g。

10CFR50要求申请者先获得建造许可证(CP)，然后在建造过程中申请运行许可证(OP)。在10CFR52“核电厂的许可、认证、审批”的子章节A和C中，对美国核管会(NRC)颁发早期厂址许可(ESPs)和联合许可证(COLs)的要求和程序进行了说明(参考文献3)。

本导则针对下述核管会人员可接受的方法提出了一般性指导：(1)地质、地球物理和土工调查；(2) 震源的鉴别和表征；(3)概率地震危险性分析(PSHA)；(4) 场地岩土中地震波的传播特征(土层放大)；(5)按照10CFR100.23节(c) 段、(d)(1)和(d)(2)段的要求，使用基于性能方法确定厂址特定地震动反应谱；按照10CFR50附录S中的设计要求，确定安全停堆地震动反应谱。在NUREG-0800“核电厂安全分析报告标准审查大纲”第3章“构筑物、部件、设备和系统的设计”中描述了确定安全停堆地震动反应谱的步骤，在本导则的监管立场5.4中给出了详细的说明(参考文献4)。

本导则包含具体说明上述方法的附录。附录A给出了相关术语的定义。附录B对缩写词和简写词进行了说明。附录C讨论了表征厂址地质、地震和地球物理特征的过程。附录D描述了确定控制地震的程序。附录E描述了确定场地岩土中地震波传播特征(土层放大)的过程。土层响应分析中需要对地震动时程记录进行修正，附录F提供了修正地震动时程记录的方法和评价修正后地震动时程记录的标准。

10CFR50、10CFR52和10CFR100的要求涵盖了本导则所收集的信息，这些信息的收集是由管理和预算办公室(OMB)批准的，批文号分别为3150-0011、3150-0151和3150-0093。NRC不安排也不资助信息的收集，没有人被要求负责收集信息，除非其展示当前有效的OMB批文控制号。

B 讨论

背景

为了满足10CFR100.23的要求，管理导则1.165对NRC官员可接受的方法提出了一般性指导(参考文献5)。本导则结合了地震动估计模型的发展、震源模型的更新、场地响应确定方法和基于性能确定厂址特定地震动反应谱的新方法，提供可替换管理导则1.165的指导原则。为了满足10CFR100.23节和10CFR50附录S相应部分的要求，核管会人员提供本导则，可与管理导则1.165二者选一，并行使用。

    采用基于性能方法，确定厂址特定地震动反应谱的一般过程如下：

(1)厂址和厂址周围地区具体的地质、地震、地球物理和土工调查

(2)概率地震危险性分析(PSHA)

(3)结合区域地质和地形效应进行场地响应分析

(4)选取适当的性能目标、危险性超越概率和分析方法

进行地质、地震和地球物理调查是为了建立具体厂址的最新地学数据库，该数据库可以用来支持表征厂址特征、进行概率地震危险性分析。调查结果也可用来评价新数据和新解释是否与已经被核管会人员接受的概率地震危险性研究中所采用的信息相一致。

在概率地震危险性分析中需要考虑震源、地震重现率和强地震动估计的最新解释。厂址地震危险性特征，由地震危险性曲线和一致危险性反应谱(UHRS) (即在所关注的周期范围内反应谱具有相同的年超越概率)定量表示，一致危险性反应谱涵盖了固有频率的主要范围。采用最大震级、震级重现关系和震源几何特征来鉴别和表征每个震源，综合所有震源的效应，通过应用衰减关系得出基岩地震动反应谱。

在确定地表自由场一致危险性反应谱的过程中，如果地表物质中剪切波波速小于概率地震危险性分析中所采用基岩地震动衰减关系中定义的基岩剪切波波速，则必须考虑厂址附近近地表岩土对地震动的影响。为了确定场地岩土的动态响应，已经建立了一个包含美国中东部地区(CEUS)和美国西部地区(WUS)地震时程的数据库(参考文献6) [1] 。

在ASCE/SEI 标准43-05“核设施构筑物、系统和部件抗震设计规范”的第1章和第2章中，采用了基于性能的抗震设计方法，而不是管理导则1.165附录B中描述的参考概率方法(参考文献7) [2]。基于性能的抗震设计方法采用性能目标(即极限状态的年超越概率P_F)、概率比(R_P=H_D/P_F)和危险性超越概率(H_D)作为指标 [3] ，确保核电厂在地震的影响下仍能保持设计性能，设计性能是指(物项)开始发生显著非弹性形变(FOSID)的年平均概率目标值为10^-5。采用这种方法设计的构筑物、系统和部件的性能标准与其开始发生非弹性形变相关，而不是与构筑物、系统和部件开始失效相关。基于这一性能准则，选择与性能目标相关的地震危险性年平均超越概率。

使构筑物、系统和部件在一定的地震环境、年平均超越概率和结构固有频率范围内保持稳定的性能，是确定基于性能地震动反应谱的目标之一。建立厂址特定地震动反应谱，使其满足性能目标(P_F)，是为了确保与核安全和辐射防护相关的构筑物、系统和部件的性能可接受。

监管立场背景

为表征厂址地质、地震和地球物理特征(而进行)的厂址和区域调查

地质、地震和地球物理调查的主要目标是建立具体厂址的最新地学数据库，该数据库用来支持表征厂址特征和概率地震危险性分析。调查结果也可用来评价新数据和新解释是否与已经被NRC官员接受的概率地震危险性研究中所采用的信息相一致。如果这些新数据，如新的震源和新的地震动衰减模型，与已经存在的地学数据库相一致，则不需要对危险性分析中所采用的信息进行更新或修正。当通过厂址调查获得了显著不同的新信息时，则必须对厂址的震源和地震动衰减模型进行更新。

建造期间发现的变形特征

必须说明建造期间发现的变形特征(特别是断层、潜在的软弱区和其它具有工程意义的变形)不会对核电厂安全构成潜在危险。对于任何一个厂址来说，联合许可证申请程序能够使其在开始建造前获得许可证。已经获得许可证的核电厂，在建造期间，厂址开挖阶段常发现以前未知的断层。在颁发运行许可证(OL)之前，应说明开挖时发现的断层对设施不会造成威胁。在联合许可证程序中，当基坑开挖的边墙和底面暴露出该类特征时，应进行测绘，并评价其产生破裂和地震动的可能性，并在开挖状态下通知核管会人员进行检验。

概率地震危险性分析方法

在10CFR100.23中，将概率地震危险性分析定义为说明确定安全停堆地震动过程中不确定性的方法。此外，法规认为这种不确定性的性质和恰当说明这种不确定性的方法，依赖于对厂址的构造背景和对概率地震危险性分析中输入参数的恰当表达，如震源特征、地震重现率和最大震级、通过衰减关系对地震动进行的工程估计。

每个厂址都具有其特殊性，因此，对厂址分析和调查的要求也是不同的。不可能对所有情况都给出具体程序，如果出现本导则中没有专门提到的情况，必须对其采取保守的工程判断。

    概率方法是对美国中东部地区的核电厂进行地震危险性评价时特别提出的，这一地区也被称为稳定大陆区(SCR)。通过对遍布美国的核设施厂址，包括反应堆和非反应堆厂址，应用这一方法，积累了经验。以这些经验为基础，参考文献9为进行概率地震危险性分析提供了指导。必须尽可能地将参考文献9中的指导细节纳入到概率地震危险性分析的过程中。这些程序为判断特定厂址调查结果提供了结构化方法。概率地震危险性分析通过对各种地震参数的综合解释，为说明震源鉴别和表征过程中的不确定性提供了框架。在已知相关震源的地震重现间隔和重现模式条件下，概率地震危险性分析也可用来评价给定设施在设计寿期内安全停堆地震动的重现概率。在概率分析的框架内，在建立地震动反应谱过程中的每一步，都要鉴别和考虑在表征震源和地震动中存在的不确定性。

    地质、地震和地球物理调查的任务，是完善用于设施详细设计分析中有关厂址的地学资料，确保地震危险性分析是基于最新资料进行的。

在美国西部(WUS)活动板块边缘地区(例如San Gregorio-Hosgri 断层带和Cascadia俯冲带)进行地震危险性评价的实践中，也对表征震源中的不确定性进行了鉴别(参考文献10-12)。震源不确定性包括：断层几何特征、破裂分段、破裂长度、地震活动率、地震动和地震重现模型。对美国中东部地区的厂址来说，必须用备选假设和参数来说明这些不确定性。

在于美国中东部地区和美国西部地区这两种构造环境中，与震源鉴别和表征有关的不确定性都要予以评价。在对新设施进行分析时，可采用核管会人员接受的最新震源特征作为起点。基于现有技术资料，应对任何与震源有关、对危险性计算有影响的新资料进行评价，并将其纳入到概率地震危险性分析当中。

美国中东部地区

美国中东部地区是指美国落基山脉以东或西经105°以东的地区(参考文献13，14)。在这一地区进行概率地震危险性分析时，必须考虑多种可信的震源模型，基于最新资料和每个震源特征的相对可信程度，通过运用决策树赋予适当的权重。在过去对美国中东部地区的研究中，应用Lawrence Livermore国家实验室(LLNL)(参考文献13-15)和电力科学研究院(EPRI)(参考文献16，17)提出的方法对震源进行鉴定和表征。 除LLNL和EPRI外，美国地质调查局也建立了一个包括美国中东部地区和美国西部地区震源的数据库。在进行概率地震危险性分析时，这些数据库中对某些特定震源的表征可能仍然是最新资料。然而，如果有可用的更新的资料，则必须将它们考虑进来。

在美国中东部地区，震源特征的确定，比活动板块边界地区更加困难，因为这一地区的地震活动，与已知的构造或地表地质之间没有明显联系。通常，观测到的地质构造是早期构造应力作用下形成的，与当前的构造应力几乎无关。因此，综合多种震源模型来考虑这种不确定性是重要的。

在美国中东部地区，震源及其它合理的发震机制的鉴别应考虑到目前对美国中东部地区地震发生的一些假设(如一些易被激活的薄弱带或局部扩张区，以及集中于地质构造周围的应力释放区)。在美国中东部地区的构造活动区，如新马德里地震带，那里的地震、地质和地球物理证据能反映产生地震的震源性质。在这种条件下，表征震源时，使用类似于一般用于美国西部的那些方法也许更为合适。

美国西部地区

美国西部地区是指美国落基山脉以西，即大约西经105°以西的地区。在美国西部的部分地区，正在对震源进行充分的研究，对这些研究的结果必须进行评估和处理。

活动板块边缘区包括太平洋沿岸的加利福尼亚、俄勒冈和阿拉斯加等。对于活动板块边缘区，地震通常与一些已知断层相关，这些断层于第四纪在地表或近地表重复活动，应对地质构造引起地震和地表变形的潜势进行评价。在这些地区，至少存在三种类型的震源：(1)在地表或近地表处的已知断层；(2)通常可以通过地表褶皱表现出来的隐伏源(盲源)；(3)俯冲带源，如位于太平洋西北部和阿拉斯加地区的震源。

可以通过常规的地表和近地表调查技术来评价地表断层的性质，如断层的走向、几何特征、位移方向、破裂长度和第四纪历史等。在适当的情况下，应该考虑多重破裂的可能性。

隐伏断层(盲断层)通常与地表变形(如褶皱、隆升、沉降)有联系。通过对地貌或地层隆升与沉降特征的测绘或利用水准和大地测量方法，可以探测出隐伏断层的地表特征。深部构造的性质通过利用钻孔及物探技术来进行评价。

属于美国大陆的俯冲带位于太平洋西北部和阿拉斯加。俯冲带震源是指位于仰冲板块内部、俯冲和仰冲板块边界以及俯冲海洋板块内部的震源。表征俯冲带震源考虑的因素包括：俯冲板块的三维几何尺度、俯冲带断裂分段、历史破裂的几何尺度、上倾或下倾破裂延伸的制约情况以及与世界其它俯冲带的对比。

美国西部盆岭省以及西北太平洋和美国中部的一小部分地区，地震在时间上表现出丛集性。地震发生在时间上的丛集性的最典型例证可以通过犹他州Wasatch断层带的破裂历史表现出来。在持续了数千至数万年的平静期后，Wasatch断层带在晚全新世以较短的时间间隔(几百年到几千年)发生了几次大的同震断裂事件。在这些地区或古地震证据表明出现过地震丛集性的其他地区，应考虑地震丛集性。

美国西部地震动衰减关系也处在不断完善和修正的过程中。基于这种构造背景下现有地震记录的大型数据库，为完善活动构造区壳内浅源地震新一代衰减(NGA)关系，太平洋地震工程研究中心付出了巨大努力。对于特定厂址，新一代衰减关系和其它美国西部地区衰减关系的适宜性，需要逐个评价。

震级截断下限

    当前的地震危险性分析方法中，对概率地震危险性分析中使用的地震，通常要给出体波震级的截断下限。研究者基于对弱震产生危害可能性的估计，给出震级截断下限的保守定义值。在参考文献18中，通过应用累积绝对速度(CAV)模型，建立了适当的低震级地震的分布，可在地震危险性分析中代替震级截断下限。

通过对一些地震动参数，如地震动加速度峰值、阿里亚斯烈度、均方根加速度和累积绝对速度，进行评价，以确定与地震危险性分析下限相关性最好的单一地震动参数。累积绝对速度是与修正的麦加利烈度相关性最好的参数，对于良好设计和施工的建筑，发现累积绝对速度值0.165g·秒可作为破坏性和非破坏性地震动的界限。因为概率地震危险性分析中不能直接应用原始地震动记录，所以需要建立累积绝对速度的经验模型，所需参数为震级、峰值加速度(PGA)和持时。

概率地震危险性分析中反应谱的频率范围

    在概率地震危险性分析中所关注反应谱的频率范围：频率下限从美国西部(主要是加利福尼亚)现今强震数据库获得,频率上限要求使得在坚硬岩石场地条件下(该频率的)反应谱谱值与峰值加速度之比接近1。美国中东部地区的频率上限接近100Hz。在软岩场地条件下，反应谱谱值与峰值加速度之比在40-50Hz时就会达到1。为了在关注的频率范围内获得平滑反应谱，危险性评价中应至少提供30个不同频率的结果，(这些频率)的对数在0.1Hz到100Hz之间近于均匀分布。

危险性均值的分解

危险性均值的分解为审查概率地震危险性分析和发现对特定厂址地震危险性有最大贡献的震源提供了信息。也可用来确定用于进行场地动态响应分析的控制地震(即控制地震的震级和距离)。

相对于单一地震动水平(例如年超越概率为10^-5/年)，对多种地震动水平进行分析，可以更完整的理解地震特征(即平均震级和平均距离)对高频(5Hz和10Hz)和低频(1Hz和2.5Hz)危险性的贡献。

概率地震危险性分析中ε的选择

    ε，表示同一震级和距离条件下，地震动分布的标准差，对概率地震危险性分析的结果有重大影响。在选择ε的值时，要注意它应大到能恰当表达地震动中的偶然变化。根据EPRI和美国能源局(ODE)的研究(参考文献19)结果，当标准差低于地质材料强度变化所指示的数值时，没有技术背景支持用其来截断地震动分布。虽然发生很大的地面运动的概率很小，但在计算低年平均超越频率的危害时，也要考虑小概率事件的发生。

场地响应分析

对于岩土场地，若其地表自由场剪切波波速小于概率地震危险性分析中采用的衰减关系中定义的基岩条件，为了获得恰当的地表自由场一致危险性反应谱，应表征场地地震波传播(土层放大)特征。对于岩土场地，地震时程和场地地震响应时域方法可用来确定其动态响应。采用这种方法时，需要足够的地震时程来获得一致平均结果。参考文献6中包含了一个数据库，包括了美国中东部和西部地区的基岩地震动时程，在分析中输入的地震动时程，以这些记录为原始记录。在使用参考文献6中提供的时程时，必须符合参考文献6中的建议(例如，这些时程是供谱匹配程序使用的地震子波，在场地地震响应分析中不能直接使用)。数据库按震级和距离分档，每档至少含有15个三分量(2水平组分和1竖直组分)时程集合。

基于性能的结构抗震设计方法

在ASCE/SEI标准43-05“核设施中构筑物、系统和部件抗震设计规范”的第1、2章(参考文献7)中描述了建筑结构基于性能的抗震设计方法。该标准为核设施中安全相关的构筑物、系统和部件提供基于性能的抗震设计准则，涵盖了广泛的范围，包括对放射性材料进行加工、储存和利用的设施。标准的目的是建立基于性能的抗震设计准则，应用与安全和保安相对重要性相对应的分级方法，确保核设施能承受地震的影响而且保持所需性能。本管理导则中采用的基于性能方法，以核管会核电厂安全分析报告标准审查大纲(SRP)(NUREG-0800)中规定的关于地震荷载和结构抗震能力的评价准则为前提，确保有足够的保守性满足下述条件：

(1)在厂址特定地震动反应谱作为输入的条件下，物项发生不可接受效应的概率小于1%

(2)在1.5倍厂址特定地震动反应谱作为输入的条件下，物项发生不可接受效应的概率小于10%

对于要求最高的抗震设计类别(SDC)，ASCE/SEI标准43-05建议：发生显著非弹性形变的年平均概率，P_F=10^-5；对于结构破坏的最初状态或者说最终弹性形变阶段，R_P=10,H_D=10^-4。特别地，最终弹性形变阶段是指在应力集中区可能出现局部的非弹性形变，但是总体上看来，地震响应在本质上仍处在弹性阶段。

基于性能的设计准则结合地面运动危险性和设备/结构的性能(易损性特征)，建立与一致风险地震动反应谱，而管理导则1.165(参考文献5)的附录B中采用的参考概率法得到的地震动反应谱，只与地面振动危险性相一致。为达成性能目标(构筑物、系统和部件达到显著非弹性形变状态的年平均概率)，使用设计参数(D_F)修正地表自由场一致危险性反应谱，得到基于性能的厂址特定地震动反应谱。考虑到地震危险性曲线的斜率会随着构筑物频率和厂址位置而改变，设计参数应使核电厂物项年失效概率在厂址位置和构筑物频率的变化范围内相对稳定。设计参数确保具体厂址的反应谱等同于或者大于年平均超越概率10^-4的一致危险性反应谱。

图1 流程<img width="230" height="44" v:shapes="_x0000_s1027" alt="USNRC RG1.208 基于抗震性能目标确定场地相关反应谱（翻译稿）" title="USNRC RG1.208 基于抗震性能目标确定场地相关反应谱（翻译稿）" style="margin-top: 0px; margin-right: 0px; margin-bottom: 0px; margin-left: 0px; padding-top: 0px; padding-right: 0px; padding-bottom: 0px; padding-left: 0px; border-top-width: 0px; border-right-width: 0px; border-bottom-width: 0px; border-left-width: 0px; border-style: initial; border-color: initial; list-style-type: none; list-style-position: initial; list-style-image: initial; border-style: initial; border-color: initial; ">图

C 监管立场

1. 地质、地球物理、地震和土工调查

1.1 厂址和周围地区的综合调查

应对厂址及其周围地区进行地质、地震、地球物理和土工综合调查。对准备扩建机组的现有核电厂，最初用于确认这些厂址的原始地学信息可能需要更新。基于以下两点：(1)从进行最初调查和分析以来新的或增加的可用信息的多少；(2)厂址和周围地区地质和地震条件的复杂性，可能要求增加资料。在安排和决定进一步调查的范围时，必须将这些技术信息与其他可用信息结合起来使用。在进行本导则所描述的调查前，先要收集用于确认厂址适宜性所需的信息和与核电厂安全设计和建造有关的数据。在本导则的附录C中，对恰当的地质、地震和地球物理调查进行了描述。在管理导则1.132(参考文献20)中，对土工调查进行了描述。对特定厂址进行调查的另一个重要目的是：确定是否存在尚未准确纳入到现有概率地震危险性分析数据库中的新数据或新解释。附录C中描述了一种方法，用来评价特定厂址调查中获得的新信息对概率地震危险性分析中所采用数据库的影响。

这些调查应按4种级别进行，详细程度基于：(1)距厂址的距离；(2)第四纪构造格局；(3)厂址和周围地区地质复杂程度；(4)存在的潜在震源；(5)存在的潜在地表变形，等等。在本导则的附录C中对调查的区域、级别及其基准进行了更详细的讨论。调查级别的一般性指导如下：

1.1.1        距厂址320公里半径范围内

    进行区域地质和地震调查以鉴别震源。这些调查应包括文献查阅、图件和遥感数据的研究，如有必要，进行现场实地踏勘。

1.1.2        距厂址40公里半径范围内

    进行比区域调查更为详细的地质、地震和地球物理调查，以鉴别和表征所有活动构造源的地震和地表变形潜势以及蕴震源的地震潜势，或者证明这种构造不存在。对于在40公里半径范围内存在活动构造源的厂址，可能需要进行更广泛的地质、地震调查和分析(其详细程度类似于距厂址8公里半径范围内所进行的调查与分析)。

1.1.3        距厂址8公里半径范围内

    进行详细的地质、地震、地球物理和土工调查，以评估地表或近地表处的构造变形潜势，评价厂址附近岩土的地震动传播特性。

1.1.4        距厂址1公里半径范围内

进行特别详细的地质、地震、地球物理和土工调查，以评价参考文献20中描述的特定岩土的各种特性。

1.2调查区域的扩大

对于存在活动构造源、地震活动性较强、地质情况复杂的区域，或者区域内在最近的地质历史时期经历过由历史记录或古地震数据确定的大地震，调查范围可以超出上述规定。

1.3 建造期间发现的变形特征

必须说明在建造期间发现的变形特征(特别是断层、潜在软弱带或其他具有工程意义的特征)不会对核电厂安全构成潜在危害。当开挖的边墙和地基暴露这类特征时，必须进行测绘，并评价其发生破裂和产生地面运动的潜势。在许可证申请者的支持文件(安全分析报告)中应作出承诺：对所有开挖进行大比例尺地质测绘，并在挖开的状态下通知核管会人员进行检查。这些作为最低限度要求，适用于为建造I类抗震建筑而进行的开挖。

1.4 对假设和结论进行证明

提供足以清楚地证明所有假设和结论正确性的数据。由于采取工程措施未必能对永久性地面位移的影响进行令人满意地论证，因此排除有潜在地表或近地表变形的厂址是明智的。这类厂址通常要求进行大量的附加调查。

1.5 岩性、地层、水文和构造地质条件的表征

对厂址和厂址周围地区，应表征出它们的岩性、地层、水文和构造地质条件。调查应包括厂址下伏物质的静态和动态工程特性的测定，并且要评价所关注的早期地震活动在厂址表层物质及下伏地层中遗留的实体证据。必须对用来评价地震期间厂址下伏物质行为的性质进行测定，这些性质包括液化的可能性和地震动传播至核电厂地基时下伏物质的特征(如地震波波速、密度、含水量、孔隙度、弹性模量和强度)。

2.     对厂址地震危险性有重要影响的震源

2.1   评价新震源

    对美国中东部地区的厂址进行概率地震危险性分析时，现有数据库可用来确定震源。必须对数据库中未包含的以前未知的震源进行恰当的表征并进行敏感性分析，评价它们对地震危险性估计的重要性。依照本导则的附录C，使用监管立场1中讨论的调查结果，来确定震源及其特征是否应被更新。如果新震源是通过调查结果得出的，则应根据下述监管立场2.2和2.3及本导则附录C中的方法进行评价。

2.2   表征震源的替代性方法

当现有方法和数据库不被使用或不适用时，应按监管立场2.3中的方法来鉴别和表征震源。应对震源表征中的不确定性加以说明。震源是一个等同于活动构造源的一般性术语。

震源的鉴别和表征应基于区域和厂址的地质和地球物理资料、历史记录和仪器观测的地震活动性资料、区域应力场和古地震的地质证据。在本导则的附录C中描述了用于鉴别震源的调查。震源鉴别的依据应制成文件。附录C中列出了一般情况下表征震源时所需评价的特征。

2.3   震源地震潜势的表征

作为震源表征的一部分，应评价每个震源的地震潜势。典型的地震潜势特征由以下4个同等重要的因素组成：

(1) 震源中地震空间分布模型的选择

(2) 震源中地震时间分布模型的选择

(3) 发生不同震级地震相对频率模型的选择，包括在现代构造格局下震源可能发生最大地震的估计

(4) 不确定性的完整描述

例如，震级分布常采用截断指数和特征地震模型。平稳泊松过程常用来模拟震源中地震发生的时间和空间分布形式。对于评价地震潜势和表征不确定性的全面讨论，可参考NUREG/CR-6372(参考文献9)。

2.3.1        采用替代性方法和数据库时对震源地震潜势的表征

对于美国中东部地区的厂址，以核管会在过去颁发许可证时已接受的震源和数据为起点，结合监管立场1中描述的调查所收集的资料。

总的来说，美国中东部地区的震源为面源，因为那里地震发生的潜在原因具有不确定性。这种不确定性是由于缺少活动的地表断层、地震活动率低以及记录历史短。对这些地区面源地震重现率的估算，主要依据历史地震目录。由于这些目录的不完整或只记录了相对较短的一段时间，所以很难获得对地震重现率的可靠估计。应对目录进行谨慎地校正，建立地震重现率不确定性模型。为了全面的表征震源的地震潜势，需要估计在现代构造格局下震源所能产生的最大震级。该震级确定了地震重现关系的上限。

估计震源最大震级的主要方法通常包括历史地震活动记录、地震活动方式和频率、第四纪地质记录(1.8Ma以来)、震源特征、现代应力状态(以及它与已知构造的对应关系)、古地震资料和被认为与美国中东部地区构造相类似的其他区域的震源类比。由于地震记录的历史很短，地震活动率低，所以需要大量的推测判断。在地震潜势评价中，表征这些大的不确定性是重要的(参考文献9，16)。

2.3.2 表征美国西部厂址的地震潜势

对位于美国西部的厂址，地震通常与已知构造具有高度确定性的联系。对于断层，地震潜势与所估计的未来破裂特征(如破裂总面积、破裂长度、断层位移量)有关。通过断层资料，采用经验关系可以估计地震潜势，对于给定的震级，利用经验关系可以对预期的位移量进行估计。使用几个不同的震级-破裂长度/破裂面积关系来估计震级是慎重的做法。采用经验关系进行估计时，地震潜势常取分布的均值。难点在于评价所采用破裂尺度-震级经验关系的恰当性。这是一个基于所研究断层的地质资料与其它地区相同类型断裂带资料的判断过程。

除最大震级外，重现模型的其它参数(断层滑移率等)主要通过地震目录获得。应对不确定性的已知来源进行恰当建模。

2.3.3表征俯冲带厂址的地震潜势

对俯冲带附近的厂址，如西北太平洋和阿拉斯加，最大震级必须按俯冲带震源进行评价。全球观测表明，最大的已知地震都与板块边界有关，虽然板内地震的震级也可能较大。可根据对预期破裂尺度的估计或与全球其它俯冲带类比来评价板块边界的地震。

3. 概率地震危险性分析方法

在进行概率地震危险性分析时，应采用多种模型估计厂址发生地震动的可能性，系统的考虑各种参数(如震源、最大震级和地震动衰减关系)中存在的不确定性。在概率地震危险性分析中以定量的方式考虑不同的假设。这些假设可用来评价地震危险性对重要参数不确定性的敏感度，也能确定每个震源对地震危险性的相对贡献。

下列步骤描述了核管会人员可接受的概率地震危险性分析方法。

3.1 厂址和附近地区的调查

根据本导则的监管立场1和附录C对厂址和附近地区进行地质、地震和地球物理调查。

3.2 对新资料的评价

对位于美国中东部地区的厂址，根据本导则附录C对震源进行评估，确定是否与监管立场3.1中收集的特定厂址资料一致，或要求更新。如果新资料说明当前的震源模型低估了危险性或者有可用的新的衰减关系，应对概率地震危险性分析方法进行更新。在大多数情况下，有限范围敏感性研究足以说明概率地震危险性分析方法中现有数据库是否涵盖了特定厂址调查的结果。

3.3 进行概率地震危险性分析

采用震源、地震重现率和强地震动估计的最新解释，进行概率地震危险性分析。在估计强地震动时采用监管立场3.1和3.2中确定的震源资料。可以采用累积绝对速度滤波器代替震级截断下限5.0(参考文献18)。对于美国中东部地区，对单拐角频率和双拐角频率震源模型的理解正在完善过程中，概率地震危险性分析中应充分说明二者都采用或采用其中之一的恰当性。在表征认知上的不确定性时，应采用完整正当的形式。在选择地震动自然对数的标准差时，应认真考虑并描述地震动的偶然变化。必须在自由场进行地震动估计，以完善本导则附录D中讨论的地震危险性信息库。

3.4 危险性评估

   记录分位值为0.05、0.16、0.84和0.95的地震危险性曲线，以及均值地震危险性曲线。确定年平均超越概率为10^-4，10^-5和10^-6的一致危险性反应谱，(这些地震动反应谱的横坐标) 至少需要30个不同的结构固有频率，在0.1至100Hz之间，近于对数均匀分布。

3.5概率地震危险性均值的分解

依照本导则附录D，分解对应于年平均超越频率10^-4，10^-5和10^-6的概率地震危险性均值。分解结果提供的信息用于对概率地震危险性分析结果进行检验，发现对特定厂址危险性影响最大的震源。也可用来确定控制地震(即控制地震的震级和距离)，按照附录D中的要求建立地震危险性信息库。

4. 场地地震波传播特征

从概率地震危险性分析中得出的危险性曲线是定义在一般表层岩石条件上的，这些条件与概率地震危险性分析中采用的衰减关系中岩石的定义相一致。例如，美国中东部地区现有衰减关系中一般定义基岩条件为剪切波波速(Vs)为2.8公里/秒的物质。因为核电厂地表和近地表剪切波波速一般都低于基岩条件，应采用下述步骤定义地表自由场一致危险性反应谱。在本导则的附录E中对监管立场4进行了更多相关讨论。

对于土体和岩石厂址，近地表模拟应延伸至足够的深度，以达到概率地震危险性分析中采用的衰减关系定义的基岩条件。

4.1 现场调查和室内测试

进行现场调查和室内测试获得数据，说明土体和岩石的动力和静力工程性质。应考虑到整个场地和单个地层的空间展布。管理导则1.132、管理导则1.138和本导则附录C的C2.2.2节中叙述了核管会人员所接受的方法。应完善场地工程性质数据，以在场地响应计算中恰当地估计其均值和变化范围。从实验室研究得出的土体模型，其采样和测试过程应经过同行的严格评审，以确保得出的土体动态非线性性质适用于恰当地表征场地响应。

4.2 场地动态响应

场地动态响应应采用厂址特定的岩土动力性质和基岩上的一致危险性反应谱，通过基于时程或随机振动理论(RVT)的分析确定。如果应用基于时程的分析方法，必须为每一个被分析的目标反应谱确定合适的地震动时程或地震动时程记录集合。在场地动态响应分析中，为获得一致的平均响应，应采用大量的时程。如附录E中所讨论的，目标反应谱可以建立在控制地震的基础之上。

在输入基岩地震动时，随机振动理论采用傅立叶谱代替时域地震动输入方式。傅立叶谱通过频域传递函数穿过土体传播到地表，通过极值统计计算峰值加速度或反应谱。然而，只有在分析中恰当地考虑了应变与土体性质之间的关系时，随机振动理论才能被接受。

参考文献6中包含了一个数据库，包括了美国中东部和西部地区的基岩地震动时程记录。在场地响应分析中，以这些记录作为原始记录。数据库按震级和距离分档，每档至少含有15个三分量(2水平组分和1竖直组分)时程记录集合。如果这些记录被用作原始记录，应经过修正，以符合参考文献6中的建议。本导则的附录F中提供了核管会人员所接受的标准，在进行土体响应和结构分析时，用来修正地震动时程。地震动时程记录经过修正或标定后，与目标反应谱相匹配，具有与相应目标反应谱一致的特征。

通常，对自由场地震动贡献最大的是沿竖直方向传播的剪切波。在这种情况下，假设剪切波沿竖直方向传播，采用一维线性或非线性等效分析可能是合适的。然而，可能某些场地特征(如基岩倾斜面、地形效应或其它波阻抗界面)、区域特征(如某些地形效应)和震源特征(如附近的倾斜震源)要求分析时也要考虑斜波。

需要采用蒙特卡洛或其它等效方法调节土体深度、剪切波波速、层厚的变化和场地动力非线性性质和应变之间的相互关系。应采用处理后的地震动时程进行大量卷积分析，以充分获得场地近地表振动和土体性质的不确定性效应。一般来说，至少应进行60组卷积分析，以确定场地响应函数的均值和标准差。场地响应分析的结果用来完善高频和低频部分的土层放大函数，具体细节见本导则的附录E。

4.3 土层放大函数

基于监管立场4.2中的场地响应分析，计算土层放大函数。为确定特定年平均超越概率的近地表自由场一致危险性反应谱，应在相应频率处，用基岩一致危险性反应谱乘以高频或低频土层放大函数。对每一个频率来说，恰当的土层放大函数，都是基于谱值最接近于该频率处基岩一致危险性反应谱的控制地震或输入地震来确定的。通过对均值一致危险性反应谱使用恰当的土层放大函数，计算地表自由场厂址特定土体一致危险性反应谱。超越概率为10^-4和10^-5的地表一致危险性反应谱反映了厂址特定的地震动特征，可作为建立基于性能厂址特定地震动反应谱的基础。 

5.基于性能厂址特定地震动反应谱的确定

5.1 水平谱

以基于性能的建筑结构抗震设计思路确定厂址特定地震动反应谱的方法与ASCE/SEI标准43-05“核设施中构筑物、系统和部件抗震设计规范”(参考文献7)中确定设计反应谱(DRS)的方法类似。在参考文献7的第1、2章中叙述了如何确定实现开始发生显著非弹性形变的年平均概率目标值(P_F=10^-5)和地震危险性年平均超越概率目标值(H_D=10^-4)的反应谱，在本导则的B部分中也有讨论。厂址特定地震动反应谱，由厂址特定一致危险性反应谱乘以设计参数(D_F)得到，即

GMRS=UHRS×D_F                                                  (1)

  其中UHRS根据监管立场4.3导出，年平均超越概率10^-4，D_F (参考文献7)为

D_F =max {1.0, 0.6(A_R) ^0.8 }                                             (2)

其中A_R为年平均超越概率相差10倍的一致危险性反应谱之间的一种度量，即二者反应谱谱值之比，按频率逐一进行，即

A_R =年平均超越概率10^-5的UHRS÷年平均超越概率10^-4的UHRS      (3)

图2对基于性能厂址特定水平地震动反应谱、年平均超越概率为10^-4 和10^-5的一致危险性反应谱进行了对比。

基于危险性曲线在10^-5到10^-4范围内可由幂指数公式(即在对数-对数直角坐标系中的图像为直线)近似的假设，给出了上述步骤。如果A_R大于4.2，则假设不合理。在这种情况下，取年平均超越概率10^-5的一致危险性反应谱的45%作为基于性能厂址特定水平地震动反应谱。采用这种方法得到的地震动反应谱，可以实现开始发生显著非弹性形变的年平均概率目标值(10^-5)。

5.2 竖直谱

采用最近更新的适合于美国中东部和西部地区厂址的V/H值(竖直与水平反应谱之比)，通过与适当的水平反应谱相结合，建立竖直反应谱。恰当的V/H值适用于美国中东部和西部地区的岩石或土体厂址，最好通过最近更新的衰减关系确定。然而，由于目前没有适用于预测美国中东部地区竖直方向地震动的衰减关系，可以采用参考文献6中提供的适用于美国中东部地区岩石厂址的V/H值。对于美国中东部地区的土体厂址，参考文献6与参考文献22中描述了美国西部地区与美国中东部地区之间的变换函数，可用来修正美国西部地区土体厂址的V/H值(使之适用于美国中东部地区)。其它用来确定V/H值的方法也可能是恰当的。

5.3 场地地震动反应谱的位置

在地表自由场确定水平和竖直方向的地震动反应谱。对于近地表存在土层的厂址，若开挖至完全暴露能干层，地震动反应谱的位置为开挖后的露头或假想露头。假想露头上的地震动应转换为自由表面地震动，而不是柱内地震动。(Motions at this hypothetical outcrop should be developed as a free surface motion, not as an in-column motion)虽然管理导则中没有指定能干层的定义，一些反应堆设计准则中指定能干层的剪切波波速为1000英尺/秒。当一致危险性反应谱定义为能干层最上部原位露头的自由场地震动时，场地响应分析中只考虑这一高度以下物质的效应。

5.4 确定安全停堆地震动反应谱

依照10CFR50的附录S，安全停堆地震动反应谱是一种设计基准地面运动，特定的构筑物、系统和部件在这种条件下能维持其功能。安全停堆地震动反应谱由水平和竖直方向的自由场地震动反应谱表征。本导则的目的是为建立厂址特定地震动反应谱提供指导。该反应谱满足10CFR100.23中关于安全停堆地震动的要求。在本导则描述的基于性能的建筑结构抗震设计方法中，地震动反应谱基于特定厂址的地表自由场一致危险性反应谱。通过使用设计参数对一致危险性反应谱进行修正，得出特定厂址以基于性能的建筑结构抗震设计思路确定的地震动反应谱。在厂址位置和结构频率的变化范围内，设计参数使核电厂物项的年失效概率达到相对稳定值。

在NUREG-0800“核电厂安全分析报告标准审查大纲”的第3章“构筑物、部件、设备和系统的设计”中描述了确定安全停堆地震动反应谱的步骤。这一过程分为两种情况。第一种情况采用标准设计，适用于联合许可证申请者。标准设计采用宽频带平滑反应谱，被称为经鉴定合格的(certified) 抗震设计反应谱(CSDRS)。标准设计反应谱由与场地无关的抗震设计反应谱谱形，通过峰值加速度标定给出。地震动反应谱用来确认标准抗震设计反应谱对厂址的适用性。如果合适，标准抗震设计反应谱可以作为这个厂址的安全停堆地震动反应谱。第二种情况下，申请者在安全停堆地震动反应谱的基础上，建立特定厂址的设计基准。对于一些厂址来说，地震动反应谱可能在工程关注的频率范围内没有记录，不适合作为特定厂址的安全停堆地震动。对于这种情况，可以采用插值法，使用平滑谱将其包络。

在设计阶段，要求对设计基准地震动反应谱进行检查。根据10CFR50的附录S，基础高度的地震动必须由恰当的地震动反应谱表征，其峰值地面加速度最小为0.1g。在NUREG-0800第3章中，对确定安全停堆地震动的必要步骤，如标准抗震设计反应谱对给定厂址的适用性、最低抗震设计基准的要求，进行了描述。