[科普中国]-核电厂抗震裕量评估

背景

核电厂事故影响范围大，后果严重，对周围环境、居民安全和社会公众心理等造成灾难性影响，核电厂安全运行受到世界各国高度重视。人类历史上曾发生过多次核事故，早期核事故通常由内部事件或人为操作失误导致，而近期发生的日本柏崎·刈羽核事故和日本福岛核事故，凸显地震等外部事件对核电厂运行安全的威胁。2011 年日本福岛核事故后，世界各国纷纷要求核电厂进行超设计基准地震的抗震安全评估。1

核电厂抗震安全评估包括 2 种方法:

地震概率风险评估 ( seismic probabilistic risk assessment，SPRA) 和抗震裕量评估( seismic margin assessment，SMA) 。SPRA 法从全概率角度评估核电厂的地震风险，评估结果具有较大的不确定性( 包括地震危险性和地震易损性等引入的大量不确定性) ，且该方法需要概率论和统计学等数学知识，不利于工程技术人员掌握。SMA 法是一种更加直接、简单且争议较少的评估方法国外( 特别是美国) 对核电厂 SMA 方法的研究与应用较早积累大量的分析数据和评估经验，但该方法目前仍需要依靠专家判断等经验数据，评估结果较保守。我国对 SMA 方法的理论研究与实际应用起步较晚 ，亟需开展相关基础性研究工作。2

SMA 方法的研究背景与发展历程SMA 方法起源于美国，其研究背景可归纳为4 个方面:

①20 世纪 70 年代，地震危险性分析结果表明，存在超越安全停堆地震( safety shutdownearthquake，SSE) 的可能性;

②美国反应堆防护顾问委员会提出核电厂超设计基准地震下的实际安全裕量的问题;

③SPRA 的计算结果通常具有较大的不确定性( 特别是地震危险性分析结果) ;

④确定性过程易于专业人员理解和沟通。1984—1985 年期间，美国核管理委员会( nucle-ar regulatory commission，NRC) 组织专家论坛首次提出了核电厂 SMA 方法，继而发表系列报告〔8 -10〕对 SMA 方法进行了详细总结，也称 NRC 法。1991年电力能源研究所( electric power research institute，EPRI) 提出另外一种 SMA 方法，称为 EPRI 法。

上述 2 种方法提出较早，且具有相同的评估目的，即包括分析核电厂的高置信度低失效概率( high confi-dence of low probability of failure，HCLPF) 值和抗震薄弱环节，笔者将 NRC 法和 EPRI 法统称为早期SMA 方法。之后，美国分别运用 NRC 法和 EPRI 法对本国一些核电厂进行了 SMA 应用尝试。1993 年美国 NRC 提出一种基于概率风险评估( probabilistic risk assessment，PRA) 的 SMA 方法，该方法不包含 SPRA 中的地震危险性分析，但最大限度地保留 SPRA 中地震易损性和系统分析的内容。基于 PRA 的 SMA 法不仅可以得到核电厂的 HCLPF值和抗震薄弱环节，同时可评估核电厂地震风险，用于核电厂设计认证( design certification，DC) 分析。

日本福岛核事故加速 SMA 方法在核电厂评估领域的应用: 欧洲国家运用 SMA 方法进行核电厂压力测试; 我国核安全部门要求国内在建和已建核电厂需要进行抗震裕量评估，西屋公司、清华大学和法国 AREVA 公司分别对 AP1000 核电厂、石岛湾核电厂和台山核电厂进行 SMA 研究。2

SMA 方法的基本内容及研究进展SMA 法包括 EPRI 法、NRC 法和基于 PRA 的SMA 法。各方法基本内容包含审查级地震确定、巡查/走访、抗震能力分析和系统分析等。

1、 EPRI 法和 NRC 法

早期核电厂 SMA 评估包括 2 种方法: EPRI法和 NRC 法 ，2 种分析方法的具体步骤如图 1 所示。EPRI 法和 NRC 法的最终目的都是计算核电厂的 HCLPF 能力值，找到核电厂抗震薄弱环节。

2、基于 PRA 的 SMA 法

根据核电厂 SMA 定量成果，可得到核电厂由峰值地面加速度( peak ground acceleration，PGA) 表示的 HCLPF 能力值，结果信息便于专业人员交流。核电厂进行 SPRA 评估后，可得到风险曲线( 表示不同事故后果的超越概率) ，便于公众理解。SMA 和SPRA 存在差异和联系。Prassinos 等根据部分核电厂 SPRA 评估的结果，确定重要系统和部件( 包括电力设备、管道系统和储水罐等) 的 SMA 结果。核电厂 SMA 所得结果也可以最终生成 SPRA结果，用于定量的风险指引型决策 。早期的 2 种SMA 方法，不能直接得到核电厂地震风险结果。为了避免进行厂址地震危险性分析，同时又可得到地震风险结果，1993 年美国形成了一种基于 PRA 的SMA 法，在核电厂设计认证中得到了应用，是第3 种 SMA 方法。

3、抗震裕量的定义

日本核能安全组织将核电厂结构、系统和部件( structures，systems and components，SSCs) 的抗震裕量( seismic margin，SM) 定义为3 种形式:

①设计裕量( design margin) ;

②基于中位值的裕量( me-dian-based margin) ;

③基于概率的裕量( probability-based margin) 。

设计裕量可表示为允许设计值( allowable de-sign value) 和设计响应( design response) 的比值，如图2所示; 基于中位值的裕量是中位值抗震能力和中位值实际响应的比值，如图3 示; 基于概率的抗震裕量是在指定失效概率下的抗震裕量，被定义为具有指定失效概率能力值和实际响应的比值，如图3所示.

4、审查级地震

在地震输入方面，SMA 法直接根据经验选择一个审查级地震( review level earthquake，RLE) ，可保守地表示为具有 84%不超越概率地震。在 EPRI 法中，RLE 称为抗震裕量地震( seismic margin earth-quake，SME)。EPRI 法中的 SME 可由 4 种方法确定:

①直接指定一个水平峰值加速度，如0. 3 g的 PGA，g 为重力加速度;

②通过一个具有一致年超越概率谱型指定 SME;

③指定抗震的震级 M L范围( 如 5. 8≤M L ≤6. 3) 和震中距范围( 如厂址距离小于 25 km) ;

④运用标准( 非指定厂址) 谱，如NUREG/CR-0098 谱。国际原子能署( internationalatomic energy agency，IAEA)〔23〕 指出 RLE 应该大于设计基础地震，建议 RLE 与设计基础地震的比例在1. 5 ～ 1. 66 之间取值，且竖向地震动强度不小于水平地震动的 2/3。在独立电厂外部事件检查( indi-vidual plant examination of external events，IPEEE) 项目中，美国 NRC 指定 RLE 为具有0. 3 g 峰值加速度的 NUREG/CR-0098 中位值谱。美国对于所有新核电厂的抗震裕量评估指定 RLE 为设计基准地震( design basis earthquake，DBE) 的 1. 67 倍。欧洲建议新核电厂的抗震裕量评估选用的 RLE 地震动加速度是 DBE 的 1. 4 倍。

5、巡查/走访

巡查是核电厂 SMA 中的重要步骤，通过巡查可以将评估有效地集中在少量筛选后的 SSCs 上。巡查工作包括 2 方面内容: 巡查队伍和巡查制度。巡查队伍通常由抗震能力分析人员、系统工程师和电厂管理人员等组成。巡查人员需要具有相应的专业知识和经验，包括核电厂设计经历、熟悉核电厂SSCs 的失效模式和 SSCs 的操作等。巡查工作同样需要一个完善的条例和制度，如巡查前的准备工作需要的事项等。

Campbell 等对 SMA 中的走访/巡查准则进行详细介绍，包括巡查前准备工作，结构、系统和部件在巡查中应注意的事项。弓振邦等对 SMA 中走访的流程进行了总结描述，并给出高效走访建议。2012 年 EPRI 发表报告，总结 NRC 在日本福岛核事故后提出的涉及抗震巡查/走访的内容，包括人员资质、SSCs 的选择、巡查和区域筛查、地震许可证基础的评估、同行评审、IPEEE 易损性和提交报告等。

6、CDFM 法和 SFA 法

保守确定性失效裕量( conservative deterministicfailure margin，CDFM) 法和地震易损性分析( seismicfragility analysis，SFA) 法分别是 2 种评估核电厂SSCs 抗震能力( 通常是得到 HCLPF 值) 的方法。CDFM 相较于 SFA 更程序化且确定化，与设计过程类似，便于工程人员理解和应用，受专家判断或分析人员主观因素影响更小，但计算结果较保守。SFA需要专家判断和专家经验等，分析结果具有较大不确定性。

CDFM 法的计算过程和参数取值是一个程序化且确定性的过程: 由抗震能力和抗震需求 2 部分组成。抗震能力包括材料强度、塑性能吸收系数等; 抗震需求包括荷载组合、地震响应谱、阻尼和结构模型等。经过多年发展，CDFM 法的内容发生变化。SFA法是 SPRA 法中的重要步骤，同时 NRC 法也可运用SFA 法计算核电厂 SSCs 的抗震能力，传统的且目前在核工程领域流行的 SFA 法是“安全系数法”，但基于可靠度的和基于数值统计分析的精细化易损性分析方法是目前及未来核电厂地震易损性方法发展的热点及趋势，被越来越多用于核电厂地震易损性评估中。

7、系统分析

EPRI 法、NRC 法与基于 PRA 的 SMA 法中的系统分析方法不同，EPRI 法运用成功路径法进行系统分析，而 NRC 法和基于 PRA 的 SMA 法的系统分析则运用事件树和故障树相结合的方法。成功路径上的 SSCs，需要由核电厂操作人员、系统工程师和抗震能力工程师联合进行挑选。每条成功路径的抗震裕量能力( 通常用 HCLPF 来表示) 等于成功路径上最弱部件的抗震裕量能力。事件树和故障树结合的系统分析方法是 SPRA 中通常采用的方法，NRC 法和基于 PRA 的 SMA 法可借鉴 SPRA 中的系统分析方法。

8、HCLPF 值HCLPF 值是核电厂 SMA 得到的最终结果之一，有 2 种定义方式: ①具有 95% 置信度易损性曲线上相当于 5% 失效概率的能力值; ②平均值易损性曲线上具有 1%失效概率的能力值。2

现状分析及发展趋势基于 SMA 法本身问题及我国研究现状，得出以下结论:

1) CDFM 法目前较为成熟，但仍然存在着一定的保守性，寻求更加合理的 CDFM 计算流程和参数取值能够使得 SMA 法分析结果更符合实际情况。

2) 目前核工程领域通用的 SFA 方法仍然是保守程度较高的“安全系数法”，运用基于可靠度等知识的精细化易损性分析方法是未来的发展趋势。

3) 国外已经形成一套适合本国的审查级地震设定方法，我国应该参考国外方法，结合国内实际情况，制定符合我国实际厂址情况的审查地震设定方法，包括进行适合我国核电厂厂址抗震设计谱的研究等。

4) CDFM 方法计算过程需依据各种设计规范，形成适合我国的核电厂设计规范是有效进行 SMA的基础。

5) HCLPF 值可由数值模拟分析得到，实际分析计算所得数据的准确性需要一个合理的计算模型和假定，对国内已建、在建和将建的各种堆型核电厂更加合理的计算模型和假定的研究是我国核电厂SMA 的基础。

6) 核电厂 SMA 需要核电厂 SSCs 大量试验测试数据、分析数据和经验数据作为数据分析基础。经过多年发展，国外已经形成研究数据库。对于国内不同堆芯核电厂，建立相应数据库将是我国核电厂进行 SMA 研究的基础。

7) 核电厂 SMA 需要由具有不同专业背景的人员合作完成，包括: 易损性分析人员、系统分析人员和核电厂管理人员等。由于我国在核电厂 SMA 研究与应用方面起步较晚，相关专业人员的培养十分重要。2

结论与建议回顾核电厂抗震裕量评估方法的研究背景和发展历程，并对其研究进展及发展趋势总结归纳，得出如下结论:

1) SMA 方法包括 NRC 法、EPRI 法和基于 PRA的 SMA 法 3 种，主要包括审查级地震确定、巡查/走访、抗震能力分析和系统分析等内容。NRC 法和EPRI 法评估目的相同，应用广泛。基于 PRA 的SMA 方法可直接得到核电厂地震风险水平，用于核电厂设计认证。

2) SMA 法在国外的研究和实用中，时间较长，但仍存在保守性。运用基于可靠度等精细化易损性分析方法，并采用合理的 CDFM 程序和参数取值，可以提高 SMA 分析结果的科学性。

3) 我国对 SMA 方法的研究与应用起步较晚，亟需开展一些基础性研究工作，包括: 确定审查级地震，建立数据库，制定相关规范，建立核电厂合理模型，培养相关人才。2