摘  要：论述了当前我国核设施地震影响评价中需要注意的两个技术问题，审查级地震反应谱的谱形和地震动参数的发生概率。通过回顾美国核管会技术文件中推荐反应谱的确定过程，结合我国核电厂的实际情况和强地面运动记录的特点，讨论了谱形的选取准则。基于强震在时间上服从泊松分布的前提假设，推导了地震动参数的发生概率，指出了目前实际应用中可能存在的问题，建议在我国今后的核设施地震风险评价中采用发生概率模型。

关键词：地震风险评价，抗震裕度评价，地震动发生概率，审查级地震

Abstract: Introduced two questions in assessmentseismic influence on nuclear installation, the first one is the shape of reviewlevel earthquake ground motion, and the second one is occurrence probability ofground motion. Reviewed the determination process of NUREG0098 spectra by NRCtechnical report, based on the practical situation of China nuclear power plantsites, discussed the criteria for selecting spectra shape. Clarified thedifference between occurrence probability and extreme probability, proposedapply occurrence in seismic risk analysis of nuclear installations located instrong seismicity regions.  

KeyWords:  Seismicprobabilistic risk analysis, Seismic margin assessment, Occurrence probability,Review level earthquake

1  引言

核电厂地震影响评价方法主要分为两大类，基于确定论的抗震裕度评价和基于概率论的地震风险评价。二者都来源于美国，技术人员在相关专家的指导下，对我国的部分核电厂进行了抗震裕度评价工作，地震风险评价工作也已开展，并且编制了技术标准。

本文作者在技术审评和标准认可工作中，关注了审查级地震谱形和地震动参数发生概率的问题。

审查级地震(RLE)是指抗震裕度评价中所选择的用于抗震能力初步删选的地震动，该地震动应大于安全停堆地震动，可以用峰值加速度(PGA)标定标准谱来定义。我国的实际评价工作中，部分核电厂参照美国电力研究院的技术文件，采用NUREG/CR-0098中值谱作为标准谱。这种方式忽略了我国核电厂与美国早期运行核电厂之间的差异，也未考虑中美两国地震活动性之间的差异。如何根据我国的实际情况，恰当地选取审查级地震动的反应谱是一个值得进行深入分析与探讨的问题。

作为核电厂地震风险评价的组成部分，概率地震危险性分析工作的结果—地震危险性曲线表示了地震动参数及其年平均超越概率之间的关系。电厂损伤频率应是地震动发生概率与易损性函数的卷积，而美国ASME标准和一些文章却采用易损性评估结果与地震危险性曲线卷积的方式，本文讨论了这种差异的来源，建议我国的实际评价工作中采用地震动发生概率。

2  审查级地震的反应谱

当前我国的抗震裕度评价工作中，主要参照了美国电力研究院的技术报告NP6041，针对美国中东部地区(CEUS)上世纪90年代时的运行核电厂，该报告推荐了多种定义RLE的方法，其中包括了PGA标定NUREG/CR-0098中值谱(以下简称0098中值谱)的方式。值得注意的是，CEUS早期运行核电厂抗震设计基准的PGA较低，并且谱形多种多样，包括厂址谱、RG1.60谱、NUREG0098谱等。

而我国目前运行和在建机组中的二代加堆型的抗震设计基准，谱形均为RG1.60谱。0098中值谱为弹性三联谱，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中给出了加速度(A)、速度(V)、位移(D)的最大值和放大系数谱。将二者均投影为加速度反应谱，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。

因此，以PGA标定的0098中值谱作为RLE，与RG1.60谱相比较，设备筛选阶段的基准较低，引起安全停堆设备清单中的内容较少，可能会遗漏需要进一步详细评价的设备。同理，构筑物和设备的抗震能力评价结果也较高，使得核电厂抗震能力评价结果较高。这样的结果可能会高估核电厂的抗震能力，带来偏于不安全的后果。

更为重要的是，抗震裕度评价工作中的裕度，具有相对意义，基准不同，裕度的含义也就不同。以PGA标定RG1.60谱作为RLE，说明的是二代加标准设计堆型的抗震裕度。以PGA标定0098中值谱作为RLE，评价二代加标准设计堆型的抗震裕度，其意义是什么？

3  地震动参数的发生概率

      易损性函数的定义是给定地震动情况下，物项的条件失效概率。因此，物项的地震风险，即失效概率，是地震动发生概率和易损性函数的卷积。而ASME标准和Huanget. al.的论文中，均是采用地震危险性曲线的差分(即极值概率)和易损性函数的卷积^{[1, 2]}。高孟潭基于泊松分布，建立了地震烈度的发生概率模型，讨论了发生概率与极值概率之间的差异，并应用于地震损失估计^{[3, 4]}。

在编制中国地震动参数区划图的过程中，我国地震学家建立了考虑时、空、强非均匀分布的地震活动性模型(CPSHA)^[5]。当前表征场地地震危险性的参数通常为PGA和Sa，服从对数正态分布，厂址地震动参数的发生概率为

                                           (1)

其中x为地震动参数，a为给定值，p₁(x=a)是区域内发生一次地震时，厂址地震动参数的发生概率，v为地震年平均发生率，t为所考虑的时间。

同时，地震动参数x的极值概率为

                 (2)

     其中，x、a、v、t、p₁的定义与(1)式相同。

   根据幂指数函数的泰勒展开公式可知，当且仅当-vtp₁趋近于0时，(1)式与(2)式才能彼此近似。即只有地震动参数x的超越概率极小时，才能用极值概率近似发生概率。这个前提条件，对于上世纪90年代CEUS运行核电厂来说，是能够近似满足的。对于我国目前的核电厂址来说，也是近似满足的^[6]。但是，对于位于地震活动性较强区域内的核设施，发生概率明显高于极值概率。采用极值概率计算的地震风险较低，若基于这个地震风险值进行决策，可能会引发不恰当的后果。

4  结语

      综上所述，对于我国目前运行机组中的主力堆型(二代加)，采用PGA标定0098中值谱的方式定义审查级地震，会高估核电厂的抗震能力，可能会引起偏于不安全的结果。

      以地震动参数的极值概率代替发生概率，计算地震风险的方式，对我国目前的核电厂址是可行的。但是，对于地震活动背景较强区域内的核燃料循环设施，这种方式得出的地震风险估计相对偏低，不利于监管部门作出恰当的决策。

 

参考文献

[1]    ASME/ANS. Standard for Level 1 / Large EarlyRelease Frequency Probabilistic Risk Assessment for Nuclear Power PlantApplications [S]. 2009.

[2]    HUANG Y-N, WHITTAKER A S, LUCO N. Aprobabilistic seismic risk assessment procedure for nuclear power plants: (II)Application [J]. Nuclear Engineering and Design, 2011, 241(9): 3985–95.

[3]    高孟潭. 基于地震场地烈度频度的地震期望损失估计方法 [J]. 地震学报, 1995, 17(02): 212-216.

[4]    高孟潭. 基于泊松分布的地震烈度发生概率模型 [J]. 中国地震, 1996,12 (02): 195-201.

[5]    潘华, 高孟潭, 谢富仁. 新版地震区划图地震活动性模型与参数确定 [J]. 震灾防御技术, 2013, 8(1): 11-23.

[6]   荆旭. 关于地震危险性曲线形状参数和地震动反应谱调整系数的探讨 [J]. 核安全, 2015, 14(1): 32-37.

 

 

 

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