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引言
地震危险性分析中的不确定性主要来源于三个方面:震源、传播路径和局部场地效应。震源是地震动的能量来源,震源的不确定性包括对震源的鉴别和表征。能量从震源到厂址,在传播路径中会发生衰减,传播路径的不确定性主要以衰减关系中的方差表示。地震波传播至厂址,对结构的影响需考虑局部场地效应,主要以场地倍增函数表示[1]。
本文讨论地震能量传播路径对厂址地震动的影响,即衰减关系中的不确定性对核电厂厂址地震危险性分析结果的影响。
1 理论分析
1.1 标准差
在地震危险性分析中,无论采用确定论方法还是概率论方法,均需要通过衰减关系将震源特征和厂址地震动联系起来。震源参数确定后,根据地震事件的分布和震源与厂址的空间位置关系,通过衰减关系进行积分运算,给出厂址地震动分析结果。表达式如下[2]:
(1)
其中函数AR为地震动衰减关系函数,为AR的对数标准差,为表示概率地震危险性分析(PSHA)中衰减关系所采用的截断水平,一般为1。I为示性函数(自变量不小于0时为1,小于零时为0)。a为给定的加速度值,P为厂址加速度值A不小于a的概率,M,R分别为震级和距离。从(1)式可知,I是自变量的增函数,P是a减函数。固定其它参数,当增大时,函数I的自变量变大,P值变大,即对于给定的加速度a,P增大。由于P为a的减函数,所以对于同样的超越概率P,增大,其对应的加速度值a也增大。
在地震危险性分析实践中,衰减关系的标准差对分析结果有较大影响,尤其在低超越概率水平下,评价结果可以发生2-3倍的波动。如在审评某核电厂安全评价报告的过程中,发现使用不同衰减关系时,水平向厂址特定反应谱计算结果之间存在较大差异。主要原因为计算结果之间差异所在频段的方差不同,通过转换法得出衰减关系的过程中,目前不再考虑误差的传递,直接使用参考区衰减关系的方差,而早期采用考虑误差传递后的方差,该方差较大,即标准差较大,引起了反应谱中相应频段加速度值的变化。
1.2截断水平
根据与的对称性可知,对于同样的超越概率P,增大,其对应的加速度值a也增大。在我国核电厂地震安全性评价中,采用确定论方法时,对于发震构造,取发震构造上距厂址最近距离处,计算该构造上最大潜在地震在厂址产生的地震动[3]。在计算中使用衰减关系时,通常取0,使用地震动衰减中值作为评价结果。此处对衰减关系截断水平的处理与概率论方法存在差异,下面从理论角度说明存在这种差异的原因及其对计算结果的影响。
为了清晰、直观的说明问题,衰减关系采用较简单的表达式[4],区域地震构造模型采用简化形式,如图1所示,发震构造为长度为2L的断层,最大潜在地震的震级为M,厂址距断层的最近距离为D,且垂直于断层中点。采用概率论方法是由于地震事件在时间、空间、强度上均存在不确定性,尤其是年平均发生率,对计算结果影响显著[5],为了与确定论进行对比,计算中只考虑最大潜在地震对厂址的影响,并且假设该事件总的发生概率为1,且在整个断层上发生的可能性处处相同。
衰减关系函数的表达式为:
(2)
最大潜在地震M与断层破裂长度L之间的经验关系为[6]:
(3)
其中A为峰值加速度,M为震级,R为震中距,L为断层破裂长度,a, b>0, c<0, C1,C2,为常数。
确定论计算结果为:
(4)
概率论计算结果为:
(5)
由(4)、(5)式及积分中值定理可知,若确定论与概率法方法中衰减关系使用相同的截断水平,则确定论结果一定大于概率论结果。所以,首先二者使用不同的截断水平在结果协调的意义上是正确的,其次,截断水平的差异取多少合适,需要考虑不同的M与D的组合。
在我国核电厂地震安全性评价实践中,发震构造,尤其是最大潜在地震震级较高的发震构造,距厂址距离一般都大于20km,因此计算中D的取值采用厂址近区域的边界距离25km。最大潜在地震震级M与其所对应发震断层的长度之间存在相互关系,计算中采用最大潜在地震与断层长度的近似对应关系给出断层长度[7]。根据(2)式和(3)式及其参数值,计算截断水平的差异对结果的影响,计算结果见表1。
图1 区域地震构造模型示意图
表1 厂址地震动峰值加速度(g)
最大潜在地震震级 | 6.50 | 7.00 | 7.50 | 8.00 | 8.50 |
断层长度(km) | 50.00 | 100.00 | 150.00 | 200.00 | 300.00 |
最短距离(km) | 25.00 | 25.00 | 25.00 | 25.00 | 25.00 |
确定论方法计算结果 | 0.16 | 0.21 | 0.27 | 0.34 | 0.44 |
概率论方法计算结果ε=0 | 0.15 | 0.16 | 0.17 | 0.19 | 0.18 |
ε=0.5 | 0.21 | 0.23 | 0.24 | 0.26 | 0.26 |
ε=1 | 0.30 | 0.32 | 0.34 | 0.37 | 0.36 |
ε=1.5 | 0.42 | 0.46 | 0.49 | 0.53 | 0.51 |
ε=2 | 0.60 | 0.65 | 0.69 | 0.75 | 0.73 |
通过对比表1中的计算结果可知,随着最大潜在地震震级的增大,与确定论计算结果相当的概率论计算结果的截断水平逐渐增高,在8.5级时,确定论计算结果所处的概率论计算结果截断水平区间为(1,1.5)。
同时,随着最大潜在地震的增大,同一截断水平的概率论计算结果逐渐增大,但是8.5级的计算结果反而低于8级的计算结果,造成这一结果的原因为断层长度随震级增大而增大,引起最大潜在地震发生的范围扩大,稀释了大震的影响,厂址处地震动峰值加速度降低。
因此,在评价核电厂的地震危险性时,应恰当考虑概率论方法中衰减关系的截断水平,使评价结果不低估大震对核电厂的影响。
2 算例
以某核电厂安全分析报告中给出的区域地震活动性参数作为输入,使用不同的衰减关系计算其地震危险性曲线和一致危险性反应谱,结果列于表2,危险性曲线和反应谱见图2和图3。
计算中采用不同的衰减关系[8-9],衰减关系的截断水平均取1。图表中的APE为年平均超越概率,PGA为峰值加速度,Period为单自由度振子的固有周期,Sa为反应谱中相应周期的加速度值。
由图2可知,在地震危险性分析中使用不同的衰减关系,不仅同一超越概率水平时峰值加速度不同,地震危险性曲线的形状也有所不同。对于较小的峰值加速度(60gal以下),使用Spudich的衰减关系计算的年平均超越概率较大,对于较大的峰值加速度(60gal以上),使用Garcia的衰减关系计算的年平均超越概率较大。由图3可知,在地震危险性分析中使用不同的衰减关系,一致危险性反应谱的形状也存在差异。在高频部分(5Hz以上),使用Garcia的衰减关系计算的反应谱的加速度值较大,在低频部分(5Hz以下),使用Spudich的衰减关系计算的反应谱的加速度值较大。
在算例中采用相同的输入参数和截断水平,因此,地震危险性分析计算结果的差异只来源于使用了不同的衰减关系。
图2 地震危险性曲线
图3 一致危险性反应谱
表2 地震危险性计算结果
Spudich | Gracia | ||||||
PGA(gal) | APE | Period(sec) | Sa(gal) | PGA(gal) | APE | Period(sec) | Sa(gal) |
1.00 | 1.40E-01 | 0.03 | 147.61 | 1.00 | 8.71E-02 | 0.03 | 203.88 |
1.69 | 1.28E-01 | 0.18 | 342.10 | 1.69 | 7.35E-02 | 0.18 | 417.02 |
2.84 | 1.09E-01 | 0.22 | 322.24 | 2.84 | 5.82E-02 | 0.22 | 261.67 |
4.79 | 8.53E-02 | 0.40 | 210.75 | 4.79 | 4.24E-02 | 0.40 | 121.50 |
8.08 | 5.89E-02 | 1.50 | 50.58 | 8.08 | 2.79E-02 | 1.50 | 31.14 |
13.62 | 3.45E-02 | 4.00 | 9.88 | 13.62 | 1.66E-02 | 4.00 | 5.87 |
22.97 | 1.65E-02 |
|
| 22.97 | 8.92E-03 |
|
|
38.73 | 6.10E-03 |
|
| 38.73 | 4.28E-03 |
|
|
65.30 | 1.68E-03 |
|
| 65.30 | 1.76E-03 |
|
|
110.10 | 3.27E-04 |
|
| 110.10 | 5.80E-04 |
|
|
185.63 | 4.14E-05 |
|
| 185.63 | 1.39E-04 |
|
|
312.97 | 3.28E-06 |
|
| 312.97 | 2.20E-05 |
|
|
527.67 | 1.98E-07 |
|
| 527.67 | 1.90E-06 |
|
|
889.67 | 7.43E-09 |
|
| 889.67 | 5.80E-08 |
|
|
3 结论
(1)衰减关系的方差和截断水平对地震危险性分析计算的结果影响显著
(2)在核电厂概率地震危险性分析中,应恰当地考虑截断水平的选取,避免低估大震对核电厂的影响
(3)由于使用不同的衰减关系,分析计算结果在数值和形状上都存在差异,应采用恰当的衰减关系组合,降低分析计算中的不确定性对核电厂地震危险性分析结果的影响。
参考文献
[1] 国家核安全局. 震源鉴别与表征及安全停堆地震动确定. 2003
[2] Aki K., J. G. Anderson, G. A. Bollinger, et al., Probabilistic seismichazard analysis. National Academy Press, Washington, D.C. 1988
[3] 国家核安全局. 核电厂厂址选择中的地震问题(HAD101/01). 1994
[4] Donovan, N. C., A statistical evaluation of strong motion dataincluding the February 9, 1971 San Fernando earthquake. Proceedings fifth worldconference on earthquake engineering, Rome.1: 1252-1261. 1974
[5] Cramer G. H., M. D. Petersen, M. S. Reichle, A Monte Carlo approach inestimating uncertainty for a seismic hazard assessment of Los Angeles, Ventura,and Orange counties, California. BSSA, 86(6): 1681-1691. 1996
[6] Wells D. L., K. J. Coppersmith, New empirical relationships amongmagnitude, rupture length, rupture width, rupture area, and surfacedisplacement. BSSA, 84(4): 974-1002. 1994
[7]时振梁, 环文林, 张裕明等. 核电厂地震安全性评价中的地震构造研究.2004
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[9] Garcia D., S. K. Singh, M. Hebraize, et.al. Inslab earthquakes of centralMexico:peak ground-motion parameters and response spectra. BSSA, 95(6): 2272-2282. 2005
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