摘要：福岛核事故后，地震作为初始事件引发核电厂严重事故的问题引起了广泛关注。按照国家核安全局的要求，我国核电厂相继开展了抗震裕度评价，但在评价中选用了不同的地震谱形。基于美国针对早期运行核电厂开展的抗震裕度评价方法和我国核电厂址的地震危险性背景分析，对比了中美两国核电厂设计基准的差异，并选择了某个SL-2级地震动与标准设计比较接近的核电厂址进行了分析，采用不同方法确定其抗震裕度地震，结果表明0.3g标定的NUREG0098中值谱在平台段和长周期部分明显低于相同PGA水平的一致概率谱和设定地震谱，但三者都能被0.3g标定的RG1.60谱所包络。考虑到我国运行电厂的抗震设计特点，建议在对运行核电厂中的二代加机组进行抗震裕度评价时，以RG1.60谱作为抗震裕度地震的谱形。

关键词：抗震裕度评价；抗震裕度地震；反应谱谱形

中图分类号：P315.9        文献标志码：A             文章编号：        

Discussion on the Spectra Shape of Seismic MarginEarthquake of Nuclear Power Plant in China

Abstract：Fukushima nuclear accident causedspread concern of earthquake initiated severe accident, under the requestissued by National Nuclear Safety Agency (NNSA),  China nuclear utility carried out researchand application of Seismic Margin Assessment (SMA), engineers chose differentspectra shape for Seismic Margin Earthquake (SME). Reviewed the method used todetermine SME of operational nuclear power plants (NPP) in Central and Eastern US(CEUS), analyzed the seismic hazard characteristic of China NPP sites,contrasted the design basis ground motion between NPP in CEUS and China, evaluateda sample site whose SL-2 ground motion is near to standard design of improvedsecond generation NPP by probabilistic seismic hazard analysis method. Theanalysis result demonstrated that uniform hazard response spectrum and scenarioearthquake are both significantly higher than the PGA scaled median NUREG/CR0098spectrum, and all the three spectra are enveloped by PGA scaled RG1.60 spectrum.Than to evaluate the seismic margin of improved second generation NPP beyondsite SL-2 ground motion, should adopt uniform hazard response spectrum orscenario earthquake; to evaluate the seismic margin of improved secondgeneration NPP beyond standard design, should use PGA scaled RG1.60 spectrum. Itis more urgent and important to evaluate the actual seismic capacity ofoperational NPP, and then recommended to evaluate improved second generationNPP with RG1.60 spectra as the spectra shape of SME.

Key words：SMA; SME; Spectra shape

       自2011年福岛核事故发生后，由极端外部灾害引发核事故的可能性受到世界范围的高度关注，我国在福岛核事故后对核电厂可能遭遇的地震风险进行了系统地排查，并采取了相应的措施提高核电厂应对极端外部灾害导致严重事故的能力。除了对核电厂址早期确定的设计基准地震动采用最新资料进行复核之外，还充分汲取福岛核事故的经验，关心在发生超设计基准地震的情况下核电厂的安全状况，特别要防止可能出现的陡边效应。

此外，从应对极低概率的超设计基准地震出发，了解核电厂实际具有的抗震裕度是十分重要的。为此，在福岛核事故之后，各核电厂包括运行核电厂和新建核电厂，都相继开展了[1]抗震裕度评价(SMA)的相关研究和应用工作。

       抗震裕度评价方法包括以下主要步骤：首先需要选择两条成功路径(或称为安全停堆路径)，其中之一应包括地震叠加小破口事件；通过电厂巡访，以抗震裕度地震(SME，也称为审查级地震RLE)为指标，筛选掉抗震能力较强的构筑物和设备，形成抗震设备清单；采用保守的确定论方法(CDFM)或易损性评估方法(FA)，评价设备清单中物项的抗震能力；评价结果为支配性物项的高置信度低失效概率抗震能力(HCLPF)^[1]。

在上述评价中，抗震裕度地震是抗震裕度评价中所选择的用于抗震能力评价和物项筛选的地震动，该地震动应大于安全停堆地震动，可以用峰值加速度(PGA)标定加速度反应谱谱形来定义^[2]。在我国的实际评价工作中，部分核电厂参照美国电力研究院(EPRI)的技术文件NP6041，采用NUREG/CR-0098中值谱(以下简称0098中值谱)作为抗震裕度地震的谱形，也有的选用RG1.60谱^{[1, 3]}。显然，在针对我国的核电厂开展抗震裕度评价时，应选取怎样的审查级地震动反应谱是一个值得进行深入分析和探讨的问题。

本文首先回顾了美国核管会向运行核电厂提出抗震裕度评价要求的背景和抗震裕度地震的确定过程，并对我国核电厂与美国早期运行核电厂抗震设计的差异进行了分析。通过对比分析，讨论了哪些核电厂需要优先进行抗震裕度评价工作。选取了某个厂址SL-2级地震动与标准设计接近的二代加运行核电厂，采用不同方法确定了抗震裕度地震。基于上述研究，建议采用RG1.60谱对我国目前主要的二代加运行核电厂进行抗震裕度评价^[4]。

1核电厂抗震裕度评价

   核电厂的抗震裕度评价研究(SSMRP)始于20世纪70年代末，主要目标是了解标准审查大纲(SRP)中抗震设计相关要求的裕度，劳伦斯利沃莫国家实验室(LLNL)以美国Zion核电厂为研究对象，建立了物项易损性和地震动时程数据库，开发了地震危险性分析、结构响应分析和逻辑建模软件，评价了Zion 核电厂1号机组的地震风险，并提出了简化的地震风险评价方法^[5]。上世纪80年代初，美国地质调查局和南卡州立大学通过流动台网数据分析和古地震液化证据研究，认为美国东海岸地区都有发生类似于1886年查尔斯顿地震的可能^{[6, 7]}。因此，美国核管会要求东部地区的核电业主复核厂址的地震危险性，评价其地震风险或抗震裕度^{[8, 9]}。核电厂抗震裕度评价的结果(HCLPF)是用PGA表示的整个电厂实际抗震能力的下限值，表明在厂址发生HCLPF标定的抗震裕度地震反应谱谱形时，核电厂在高置信度前提下(95%)失效概率较低(5%)。针对美国中东部地区(CEUS)上世纪90年代时的运行核电厂，美国电力研究院的技术报告NP6041推荐了以下4种定义抗震裕度地震的方法^[1]:

       (1) 用给定的PGA标定反应谱谱形

       (2) 与给定PGA相同的一致概率谱

       (3) 以给定的常数放大厂址的设定地震反应谱

(4) 统计真实地震动记录的反应谱，确定保证率为84%的放大系数谱，用给定的PGA标定放大系数谱

其中，方法(1)和方法(4)只需要给定抗震裕度地震的PGA，不需要了解厂址的地震危险性特征，抗震裕度评价结果是核电厂实际抗震能力的下限值，表达了核电厂实际抗震能力相对于设计基准地震动的裕度。方法(2)和方法(3)需要了解厂址的地震危险性特征，评价结果表达了核电厂实际抗震能力相对于厂址特定地震动的裕度，并且可以推导出厂址发生超过核电厂实际抗震能力下限值地震动的概率。

Newmark于1978年统计了美国西部强地面运动记录的反应谱，发现(以PGA归准化后)同一自振频率的反应谱谱值近似服从对数正态分布，在技术文件NUREG/CR-0098中给出了适用于硬土场地的设计谱的加速度(A)、速度(V)、位移(D)的最大值和放大系数谱。为了直观地进行比较，将0098中值谱、中值加一倍标准差谱和RG1.60谱的数据以周期-加速度反应谱的形式，重新绘制于图1中。其中，横坐标为单自由度体系固有振动周期，纵坐标为5%阻尼比的加速度反应谱谱值。

图1  NUREG0098谱和RG1.60谱对比图(阻尼比5%)

Fig. 1 Contrast NUREG0098 spectrum toRG1.60 spectrum (damping ratio 5%)

       从图1中可知，与RG1.60谱相比较而言， 0098中值谱的平台段高度较低，并且频带宽度也较窄；0098中值加一倍标准差谱与RG1.60谱差异较小，平台段频带略宽，这是由于二者基于相同的前提假设进行统计，并且保证率也相同(约为84%)，而它们之间的差异则是由基础数据之间的差异引起的。

2我国核电厂址的地震背景和抗震设计基准

就核电厂的抗震安全评价而言，无论是以了解核电厂的实际抗震能力为目标，还是要确认核电厂在外部事件条件下发生核事故的风险以及相关的设计是否能够满足要求，都需要了解我国核电厂抗震安全的基本状况。以下分两方面说明这个问题，其一是厂址的地震危险性特征，其二是核电厂的抗震设计基准。

2.1厂址的地震危险性概述

图2我国新一代地震动参数区划图与核电厂厂址分布

Fig. 2 Nuclear power plant site locations in seismic hazard map of China

图2显示了我国核电厂址在2015年发布的最新一代地震动参数区划图中的位置，图例中给出的数值为50年超越概率10%的PGA，从图2中不难看出，我国已有核电厂址所在位置的地震危险性较低，大多数都位于0.1g以下的弱地震活动区内。

2.2  抗震设计基准

目前我国运行和新建核电厂的主要堆型包括CPR1000、WWER、CANDO、华龙一号、HTR、AP1000、EPR，其中CPR1000为二代加堆型，是目前运行核电厂中的主力堆型，WWER为俄罗斯压水堆，仅限于田湾核电厂，CANDO为重水堆，仅限于秦山三期。其它四种都是第三代反应堆，表1和图3给出了这些主要堆型抗震设计采用的设计基准地震动和加速度反应谱。

表1 我国核电主要堆型的抗震设计

Table 1Compare site specific ground motion todesign basis ground motion

考虑到美国中东部地区的衰减特性，反应谱中高频部分的谱值应高于美国西部，AP1000堆型的标准设计谱(RG1.60S)适当提高了RG1.60谱的高频部分，并增加了一个控制点；EPR谱的谱形来自欧洲工程界的要求，长周期部分较低，应用于台山厂址时， 对0.25g标定的EPR谱可以包络厂址特定SL-2级地震动反应谱进行了论证。

图3我国主要核电堆型的标准设计谱

Fig. 3 Design spectra of main reactortype in China

我国核电厂址特定SL-2级设计基准地震动评价值与核电厂实际抗震设计值之间的差异，也在一定程度上反映出了核电厂的抗震裕度(见表2)。

表2 核电厂址地震动与设计地震动比较

Table 2Compare site specific ground motion todesign basis ground motion

注：“（）”内的数值为厂址地震安全性评价结果，0.15g为《核电厂抗震设计规范》规定的SL-2的最小值

从表2可以看出，我国目前已经运行和在建核电厂的厂址特定SL-2级地震动的PGA都在0.2g以下，而核电厂实际的抗震设计都在厂址评价值之上。一些新建核电厂(三门、福清、防城港)所采用堆型(AP1000、华龙一号)的设计基准地震动远大于厂址特定SL-2级地震动，这种核电厂抗震设计值和厂址地震危险性评价值之间的差异，体现出了核电厂所具有的抗震安全裕度。

对于一些早期建设的核电厂，抗震设计值与厂址特定地震动评价值比较接近，但也都大于厂址的评价值，这是核安全审评确认厂址满足要求的基本准则。实际上，对于抗震设计值与厂址评价值比较接近的核电厂，由于所用的设计反应谱为平滑的宽带谱，与具体厂址的SL-2级地震动反应谱相比仍具有安全裕度。

3  抗震裕度评价的应用对象

美国早期核电厂多是根据厂址的地震危险性评价值进行抗震设计，因此中东部地区早期运行核电厂抗震设计基准的PGA较低，反应谱的谱形也不尽相同，包括厂址谱、RG1.60谱、0098中值谱等^[10]。而我国多是根据拟建堆型的标准设计寻找适宜的厂址，因此我国目前运行和在建机组中二代加堆型的抗震设计基准，加速度反应谱的谱形均为RG1.60谱。

通过第2节可知，我国核电厂址的地震危险性较低，多个厂址的地震危险性分析结果低于《核电厂抗震设计规范》规定的下限值0.15g。同时，采用标准设计的抗震I类物项，其设计基准地震动能够包络厂址SL-2级地震动。因此，从抗震安全的角度上看，厂址SL-2级地震动与标准设计比较接近的电厂，与采用相同堆型的厂址相比，抗震裕度相对较小。

我国核电厂的抗震设计基本上分为两大类，一类是按峰值加速度0.2g标定RG1.60谱的核电厂，包括CPR1000 ( CP1000)、CP600、WWER压水堆机组，CANDU700重水堆和HTR-PM高温气冷模块示范堆；另外一类是按峰值加速度0.3g标定RG1.60改进谱的三代核电厂，包括AP1000、CAP1400、华龙一号等新建和后续待建的核电厂。

   对于新建核电厂，无论是美国的AP1000还是法国的EPR，这些先进核电堆型为了进一步提高安全水平以及具有更广泛的厂址适用性，其标准设计在抗震能力方面都有一定程度的提高，其中AP1000的抗震裕度地震为0.5g标定的RG1.60改进谱，EPR的抗震裕度地震为1.4倍的设计基准地震动。

对于同一堆型核电厂来说，核电厂的抗震裕度具有一致性。这里所说的抗震裕度是核电厂设计本身所存在的抗震安全裕量或者是实际具有的抗震能力。至于核电厂抗震设计与具体厂址的地震危险性水平差异体现出的裕度是显而易见的，在核电厂址区域地震环境和认知没有发生显著变化的情况下，其地震危险性水平也是不变的。因此，对于我国目前的核电厂来说，运行电厂的抗震裕度评价更为迫切，尤其是其中数量较多的二代加堆型。    

   综上可知，采用二代加堆型，并且厂址特定SL-2级地震动与设计基准地震动比较接近的厂址，应优先进行抗震裕度评价。下一节以某个这样的厂址为例，讨论其抗震裕度地震的选取问题。

4 核电厂抗震裕度地震示例

厂址所在区域内的强震记录极少，无法采取回归统计强震记录给出放大系数谱的方式确定抗震裕度地震。因此，采用本文第1节中所论述的前3种方法分别确定抗震裕度地震。

某核电厂址所在区域内对其地震危险性起控制作用的潜在震源区属于东南沿海地震带，该地震带的震级上限为8.0级(Ms)，表征震级大小分布情况的参数b为0.693，4级以上地震的年平均发生率为1.485。

潜在震源区划分方案如图4所示，地震活动性参数见表3,其中的Mmax为潜在震源区震级上限，D和P分别为断层破裂方向和方向性函数，概率地震危险性计算过程中的加速度反应谱衰减关系采用转换法得到的适用于我国东南沿海地区的衰减关系^[11]。

图4厂址潜在震源区划分方案

Fig. 4  Main seismic source zones in site region

表3 潜在震源区地震活动性参数

Table 3Seismicity parameters of main seismic sourcezones

图5为厂址的地震危险性曲线，横坐标为PGA，纵坐标为地震动年平均超越概率(AEP),从图5中可知，PGA为0.3g时对应的年平均超越概率为2.5E-5，按照抗震裕度地震确定方法(2)，可以采用该年平均超越概率条件下的一致概率谱作为抗震裕度地震。

图5厂址地震危险性曲线

Fig. 5 The seismic hazard curve ofexample site

为了确定厂址的设定地震，对厂址的概率地震危险性分析结果进行了分解^[12-15]，发现在年平均超越概率不高于1E-4的前提条件下，3号潜在震源区控制了厂址的地震危险性(年平均超越概率比其他潜在震源区高2个数量级)。因此，厂址的控制地震应位于3号潜在震源区内。

通过分解3号潜在震源区对厂址地震危险性的贡献，以震级(M)-距离(R)分档内PGA的超越概率为权重，确定了年平均超越概率分别为1E-4和2.5E-5这两个条件下的设定地震，分别为(6.57Ms，33.47km)和(6.62Ms，31.22km)。

使用衰减关系计算控制地震的反应谱，并采用相应的PGA (0.18g和0.30g)进行标定后，发现这两个控制地震反应谱谱值的比值分布范围是(1.66，1.77)，略高于NP6041使用设定地震确定抗震裕度地震时的推荐值1.6。因此，可采用年平均超越概率2.5E-5条件下的设定地震作为抗震裕度地震，与采用年平均超越概率1E-4条件下的控制地震的1.6倍作为抗震裕度地震相比，在整个频带内都略保守。

不同方法所确定的某核电厂抗震裕度地震如图6所示，其中SME1a为0.3g(PGA)标定的RG1.60谱，SME1b为0.3g标定的0098中值谱，SME2为PGA为0.3g的一致概率谱，SME3为年平均超越概率2.5E-5条件下的设定地震反应谱。

图6不同方法确定的抗震裕度地震对比图

Fig. 6 Compare of SMEs determined bydifferent methods

由图6可知，一致概率谱与设定地震谱互相交叉，但相差不大，二者与0.3g标定的0098中值谱在高频部分也相差不多，但是在平台段和长周期部分明显高于0098中值谱，而0.3g标定的RG1.60谱在整个频带内都可以包络上述三个反应谱。

较低的抗震裕度地震，会使得电厂巡访过程中设备筛选的基准较低，造成被筛选掉的设备过多，抗震设备清单中的内容较少，由此可能会遗漏需要进一步详细评价的设备，导致核电厂抗震能力评价结果较高。这样的可能会高估核电厂的实际抗震能力，带来偏于不安全的后果。

因此，根据抗震裕度评价工作的目的，若是为了评价核电厂实际抗震能力相对于厂址地震危险性的裕度，可以采用厂址的一致概率谱或设定地震谱作为抗震裕度地震；如果要评价核电厂的实际抗震能力相对于设计基准地震动的裕度，则应选用PGA标定的RG1.60谱作为抗震裕度地震。

5  结论

   通过分析我国核电厂址的地震危险性和抗震设计基准，发现二代加堆型核电厂的抗震裕度评价工作具有代表性和示范意义，其中，厂址特定SL-2级地震动与标准设计比较接近的运行核电厂则更为迫切。

采用三种不同方法，确定了厂址特定SL-2级地震动与标准设计比较接近的某核电厂的抗震裕度地震，比较了这些抗震裕度地震之间的差异。由于较低的抗震裕度地震可能会高估核电厂的实际抗震能力，带来偏于不安全的后果，根据抗震裕度评价工作的目的，给出如下建议：

为了评价核电厂实际抗震能力相对厂址的抗震裕度，可以采用一致概率谱或设定地震谱；为了评价二代加运行核电厂实际抗震能力相对设计基准地震动的抗震裕度，建议采用给定PGA标定的RG1.60谱。

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