[科普中国]-安全停堆地震

定义要求

核电厂的设计常常为核电厂所承受的地震荷载所控制，因而影响了核电厂的造价。因此,确定基本的设计输入地震运动，显然是核电厂设计的一个主要的重要环节。设计用的输入运动广泛地称为安全停堆地震(SSE)，在过去这常被称为最大可靠地震，或设计依据地震。

美国原子能委员会(USAEC)给安全停堆地震以下的定义：

安全停堆地震以估计的最大潜在地震为基础，考虑了地区与本地的地质和地震的情况以及本地地表下的土壤特性。安全停堆地震所产生的地面运动最大，在这个地震的作用下,一些结构、系统及部件要求保持原有的功能不变。这些结构、系统及部件应能保证：

(1)反应堆冷却剂的压力界限的完整性；

(2)具有停止反应堆运行的能力，并保持其安全停运状态；

(3)防止或减轻事故后果的能力，该事故可能造成与这部分的幅射规定相应的、潜在外泄的危险。

技术背景由于地震是对核电站安全潜在的最大威胁，因而在地震区兴建核电站都把地震分析和抗展设计作为安全技术最高标准。在确保安全的同时，为了做到节约投资，在核电站设计及设备制造中，则分别按其对核电站的重要程度划分为三级或四级进行抗震设防。

对于与核安全无关的结构、设备、系统及部件系采用一般的“工业与民用建筑物抗震设计规范”，而对核安全有关的部份则需要确定两个特殊的标准，即安全停堆地震(SSE)及运行依据地展(OBE)。由于SSE对核电站的安全及投资起着主导的作用，所以有时也将其称为设计依据地震(DBE)。实际上SSE及OBE均属于设计依据地震，不过SSE对核电站的安全与投资影响很大。所以，在对厂址的可行性研究作技术经济比较时，在设备制造或设备定货中分析巳有设备对特定厂址的适宜性时，在进行反应堆厂房及发电厂房等建筑物的结构设计时，或研究已有标准设计用于特定厂址上的适宜性时，都需要首先确定SSE。

我国核电厂厂址，从地震活动期分析，在电站寿期内的后半期将会进入地展活动的相对活动期。此外，核电站建设还有一个特点，即在其寿期终止后，因放射性物质衰变期限相当长，并由于热腐蚀、核腐蚀和化学腐蚀使设备、管道脆化和老化，不论是更换设备或采取封闭措施，而核电站仍继续为一放射性源。

所以，对核电站的地震工程评价需要考虑两个时限：一为电站寿期(包括前期)的四十、五十年，再是寿期终止后的相当长时期。这两个时限不同于目前我国所通用的地震基本烈度为一百年的时限。

对SSE的确定，国外多采用断层破裂长度估计潜在地震震级对厂址的影响的方法，而我国则是世界上历史地震记录时间最长的国家，有丰富的历史地震资料，因此，可以充分利用我国不同地区的地震、地震工程的资料和力量来完成这一任务。地质、地球物理及地震工程的资料和力最来完成这一任务。1

估算方法估算安全停堆地震一般均采用定数法或概率法，其目的是以一定的物理量来表达在SSE情况下的地面振动运动，如地面加速度峰值、响应谱、地震时间历程(Timeilistory)以及地震持续时间(Duration)等等，而其中最主要的是地面最大加速度。

定数法确定核电厂安全停堆地震的常用方法一般是以“定数”的概念为基础。这个概念通常考虑历史资料中厂址所遇到的最坏的预期地震效应。

1.复查并汇总厂址地区的基本地质及构造资料，特别要注意地图上标出的断层及地震地质构造区的边界线。

2.复查包括近海范围的地区的地震历史，标出所有大地震的震中位置，并把这些震中绘在标有各地的烈度的地图上。同时要考虑资料的其他方面，如资料所属的年代、建筑的类型、当地人口等。

3.找出这些震中与地图上所绘的断层的关系以及与第1步骤所定义的地震地质构造区的关系。

4.根据第3步骤的结果，沿每一断层或在每一地震地质构造区，选择最严重的地震，假定为一组可能发生的安全停堆地震，并将这些地震沿断层或在地震地质构造区范围内移动至距厂址最近的点。

5.分析厂址附近地区的有感地震等震线资料来制定一套能用于厂址区的衰减曲线。

6.用第5步骤所得的衰减曲线和第4步骤所得的一组可靠的安全停堆地震，并沿着断层距厂址的最小距离确定厂址的烈度，把这个烈度划为厂址的安全停堆地震烈度。

7.通过可以接受的烈度与地面峰值加速度的关系，确定相应于安全停堆地震的厂址地面峰值加速度。2