核电站地震风险管理解决方案

摘要

核电站应在正常操作期间安全地操作，并在非正常事件中保持核心冷却功能，包括外部危害（如洪水和地震）。对预期风险水平的外部危害管理对于维护核设施和核电厂安全至关重要。通过将地震危害与地震局部卷积（系统，结构和组件的能力）来确定地震风险。地震隔离（SI）是一种保护措施，显示了最大限度地减少地震风险。

目前的SI设计(用于商业工业)减少水平地震荷载，保护关键基础设施免受大地震潜在的破坏性影响。SI应用于核工业的好处正在得到认可，美国土木工程师协会标准4 ASCE-4已经提出了SI系统，该标准将于2014年冬季发布，用于使用商业可用技术的轻水反应堆设施。ASCE-4的目的是为与安全相关的核结构的地震分析提供标准，以便按照本标准计算的设计基础地震事件的响应将有很小的可能被超过。

美国核工业尚未实现SI更新;隔震差距分析会议于2014年8月19日，以确定在美国核工业实现SI进展。会议重点讨论了能够从SI受益的系统和部件。本文着重介绍了本次会议确定的差距。

介绍

外部危险给核电站和核设施带来风险。量化和管理这一风险对这些设施的安全运行非常重要。风险评估应该遵循类似于图1所示的过程;该过程将从具有风险信息的外部危险情景开始，如地震、洪水、火灾或海啸，或这些作为初始事件的组合。验证和验证(V&V)模型将用于模拟外部危险启动器，模型结果将用于确定哪些系统处于风险中;将决定采取何种保护措施以将风险降到最低。隔震是一种很有希望控制地震风险的防护措施。

地震隔离(SI)在核领域越来越重要，特别是在2011年福岛核事故之后，这使核界更加意识到，必须设计和建造能够承受大地震的结构(此前曾在2007年发生过一次令人震惊的事故;新泻中冢大地震导致柏崎刈羽核电站暂时关闭)。地震基础隔离具有降低核结构、系统和部件(SSCs)水平地震荷载的潜力。通过管理与大型地震事件相关的风险，水平地震荷载的大幅降低有可能提高核ssc的安全性。多年来，SI一直用于非核商业工业的建筑、桥梁、液化气罐和海上油气平台。除了目前轻水反应堆(LWRs)等反应堆的SI系统之外，还需要对核设施(包括近地表设施和深埋设施)、相关系统和柴油发电机、反应堆压力容器、蒸汽发生器、乏燃料池等组件进行地震隔离。以及关键的应急设施。然而，LWRs的隔震解决方案(见ASCE-4)可能不适用于这一目的，因为许多系统和组件的质量相对较小，而且它们的几何形状非常不同。

美国核工业到目前为止还没有实施SI。因此，2014年8月19日召开了隔震间隙分析会议，以确定在美国核工业中实施SI的进展，以及哪些系统和部件可以从SI中受益。本次工作会议包括来自能源部(DOE)、国家实验室、工业界、电力研究所(EPRI)和核管理委员会(NRC)的代表，讨论三个SI主题:(2) ASCE-4中为整个核电站的集成电路解决方案概述的实施程序的局限性;(3)系统和部件的潜在集成电路解决方案，以及与发展标准化技术、方法相关的差距;以及这些解的数值工具。

地震隔离需要

随着在地震来源和地震事件上制定的更多信息，核设施风险的地震危险曲线通常不断发展。此外，执行额外的研究以更新衰减关系并表征本地站点效果。核电厂网站最近的地震录音已超过设计基本值。这三个最近的地震在过去7年中显示在表1中。在Kashiwazaki-Kariwa（Tepco 1,2007），[ref]东京电力公司，Tepco 1，“加速时间历史波形”拍摄了地震事件-Chuestsu-oki地震在喀什夸夸·卡里瓦核电站收集，“CD-ROM。[/ ref]福岛Daiichi和Fukushima Daini（Tepco 2，2011年3月），[ref] Tepco 2，”加速时间历史波形2011年Tohoku地震太平洋海岸观察到福岛Daiichi和Daini NPP，“CD-ROM。[/ ref]和北安娜（2011年8月，弗吉尼亚电气和电力公司备忘录提供的详细信息）。[Ref]弗吉尼亚电气和电力公司，“弗吉尼亚电气和电力公司（Dominion）North Anna Power Station Units 1和2北安娜北安独立花费燃料储存安装摘要报告2011年8月23日，地震响应和重启准备规定计划，”2011年9月17日。[/ ref]

地震灾害曲线的演变性质以及每10年重新评估这些曲线的要求，造成了一些地震灾害曲线将增加的可能性。[参考]对震源表征、经验地震动衰减方程和局部场地效应的研究仍在继续。[/参考]因此，有机会通过工程解决方案来管理这种地震不确定性，其中一个解决方案就是地震隔离。SI具有降低核结构、系统和部件(ssc)水平地震荷载的潜力。通过管理与大型地震事件相关的风险，水平地震荷载的大幅降低有可能提高核ssc的安全性。在上部结构和基础之间安装水平柔性和垂直刚性隔震器通常可以实现隔震。隔震器有两个关键功能:支撑重力载荷，保护支撑结构及其系统和部件免受水平地震地面运动的破坏影响。

ASCE-4提供标准程序如图2所示。除了SI系统轻水堆（诸如图3中所示的那些）提供用于整个NPP健壮隔震系统，有必要在核工业中用于地震隔离的核设施相关的系统（既近地表设施和深深嵌入设备）和/或部件（例如，柴油发电机，反应堆压力容器，蒸汽发生器，废燃料池和临界响应设施[如FLEX支持中心]）。

FLEX is a strategy developed by the nuclear energy industry to implement the Nuclear Regulatory Commission (NRC)’s Fukushima task force recommendations[ref]NEI Nuclear Notes, ”Industry Presents New Strategy To Increase Safety, Address NRC’s Post-Fukushima Recommendations,” January 13, 2012. Available athttp://neinuclearnotes.188金宝搏官网是多少blogspot.com/2012/01/industry-presents-new-strategy-to.html[/参考]。FLEX提供备用电功率和冷却​​能力，如果在极端事件的影响的能力，以保持功率和堆芯冷却。一个FLEX的一个重要方面是提供区域支持中心在必要的时候，将在极端事件提供应急设备核电站。FLEX支持中心位置是在孟菲斯，田纳西州和亚利桑那州凤凰城。

图2所示的隔离方案对于深埋的核电站来说并不划算，因为这需要过度挖掘土壤，并安装护城河系统以适应设施的横向位移。因此，对于深埋结构来说，可能的好处是NPP内部的系统和/或组件。对于这些系统和/或组件，除了侧向SI外，可能还需要提供三维地震隔离。由于电位差在隔离环境中(例如,光电隔离器可能位于核电站,而不是孤立的核电站)和潜在的需要提供三维硅,需要提供必需的和改进的数值方法和共识标准SI系统和/或组件。

图3:隔震器:(a)铅橡胶支座(由DIS[ref]http://www.dis-inc.com[/ref]提供)，(b)摩擦摆支座(由EPS[ref]http://www.earthquakeprotection.com[/ref]提供)

地震隔离差距

在工作会议上确定的缺口分为两个方面:隔离整个核设施，以及隔离系统和部件。一个系统的过程被开发，以确定每个差距的重要性。

3.1整个核设施

硬停止悬崖边缘效果

硬止动，如图2所示，是一个混凝土结构，限制了安装的隔震系统的位移。ASCE-4委员会没有考虑到在超出设计基础地震(BDBE)期间潜在的悬崖边缘效应(因此未分析对核结构、系统和/或部件的损坏)。悬崖边缘效应在核电站严重异常的实例工厂行为引起的突然从一个植物状态转换到另一种植物的一个小偏差参数后,因此突然大工厂条件的变化来响应输入的一个小变化。因此，在地震隔离的情况下，存在这样一种可能性:在大地震事件中，地震隔离结构适当地与地面运动分离;然而，在事件发生时，稍微大一点的位移会导致结构发生硬停止。这种冲击可能会在结构中引起冲击波，破坏关键部件。在安全设计的SI应用中，这是一个重要的参数。

需要:中等的

R＆d会产生工具，方法，和技术用于寻址悬崖边缘效应。这些将被实现为业内共识的代码，如ASCE-4的指导。的悬崖边缘效应（如果有的话），并提出解决方案的设计变更了解（如有必要），表明其结构核设施响应的减少有潜力提高核安全。

努力阻止需求

需要硬止点吗?目前，ASCE-4要求实施硬止损，以防止核设施的位移超出隔离系统撕裂和灾难性损害的范围。

需要:高的

ASCE-4给出了当前的知识状态，要求实现硬停止。

用于减轻垂直地震运动地震隔离的方法和溶液

整个核设施的SI在即将到来的ASCE-4版本中标准化。这些是水平隔离系统。垂直地震反应在一些场地是一个问题;可能需要垂直隔离。目前，美国在设计稳健垂直隔离方面的知识相对较少。需要了解垂直隔离的要求，开发方法和解决方案。

需要:中等的

垂直地震反应在一些场地是一个问题;垂直隔离解决方案可以管理由大型垂直地面运动造成的风险。

理解地震分析中的边际

人们对地震分析中可能存在的边缘没有很清楚的认识。最近7年发生的3次地震都超过了设计基准地震值(因此对ssc的破坏应该已经发生)，见表1。然而，一些核电站的地震倒塌表明，由于地震运动，对安全等级系统和部件的损害很小。因此，在现有的核电厂地震分析技术(线性分析)中，有必要收集适用的数据来量化裕度。

需要:高的

成本效益（经济可行性）对于整个核电站的SI

据我们所知，没有人在一个孤立与非隔离核系统和部件进行成本效益分析在美国。成本效益分析，可以为有志于隔震应用在其核设施管理地震风险的商户有价值的见解。

需要:高的

美国能源部和行业需要了解在核电厂实施SI的成本效益。

非线性行为时域方法需求

工业需要一种时域方法来处理非线性行为，比如地震隔离。

需要:中等的

核设施安全中SI的实施

ASCE 4的即将版本提供实施SI的整个核设施的标准化语言。然而，目前在美国，SI有关核设施的应用程序不存在。在2007年的柏崎刈羽地震发生后，东京电力公司安装的地震在他们所有的核电厂的网站，包括福岛第一核电站（土方2012）分离应急建筑。[参考]土方，Katsuichirou，高桥诚，青柳，孝之，飞流直下，贡，“行为在福岛第一核电站的基础隔震建筑在东日本大地震的”国际学术研讨会工程经验从中学到论文集2011年东日本大地震，3月1-4日，2012年，日本东京。[/ REF这些设施提供了宝贵的应急设备管理核反应堆问题，并允许继续现场响应。金博宝正规网址

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gap工作会议的共识是，SI有潜力管理核电站的地震风险。会议上的一个重要评论是，核界可能有些不情愿将SI的第一个应用作为核岛。FLEX设施支持核安全和其他存储设施，可以考虑用于SI应用，以展示该技术在美国核安全领域的实施。

3.2系统与部件

SI解决方案的核系统和组件

LWRs的隔震解决方案(见ASCE-4)可能不适用于系统和/或组件的隔震，因为许多系统和/或组件的质量相对较小，而且它们的几何形状非常不同。ASCE-4中提出的集成电路解决方案是否可以用于系统和组件的实现，或者是否有必要开发新的集成电路解决方案?

需要:高的

深度嵌入式NPP供应商可能会为系统和组件寻求SI解决方案(如果需要)。目前，ASCE 4不解决系统和组件的SI;因此，开发系统和部件的集成电路解决方案是必要的。在协商一致准则上实施这些解决方案是必要的。

单个组件的SI，导致差异位移问题金博宝正规网址

隔离界面和非隔离界面之间的位移差是一个已知的问题，应该在设计中解决。量化与这种差异位移相关的风险也很重要。

需要:中等的

模型验证和不确定性量化

SI数值模式必须进行验证和确认，以提供预测的结构响应的信心。需要非线性结构动力学模型来准确地预测地震隔离系统的行为。不确定性量化是在访问有效范围为模型（基于假设）和实验（基于操作条件）是必不可少的。

需要:中等的

对组件的隔震摇摆影响（必要了解积分SMR设计）

某些NPP系统和组件的SI可能会产生电流隔离技术（ASCE-4中标准化）的摇摆载荷，不设计用于处理。用于深度嵌入式结构的SI解决方案可能仅用于系统和组件。因此，有必要开发类似于整个NPP的SI的目前asce 4的SI工具，方法和解决方案。

需要:中等的

根据系统和组件的SI设计，这可能是重要的。

结果和结论

了解洪水和地震等外部灾害对核设施和核电站的影响，对于决定如何将这些灾害管理到可预期的风险水平至关重要。地震隔离提供了管理与大型地震事件相关的核电站风险的潜力。增量步实施SI在核领域,实际上之前孤立一个核电站的一部分,可以申请合并使用燃料的设施,或两个FLEX位置在孟菲斯,田纳西州和凤凰城,亚利桑那州,美国两个存储位置的备用柴油发电机,水泵,等等,是为了应对福岛核事故而由工业界选出的。

Coleman和Sabharwall, 2014年(INL-14-33234)确定了弥补这些差距所需的差距和研发。[参考]Coleman, J, and Sabharwall, P.，“地震隔离工作会议间隙分析报告”，INL/EXT-14-33234，爱达荷国家实验室，爱达荷，2014年9月。[/ref]这应该被用来指导研究团体和工业的未来需求。最重要的差距是:

• 核系统和部件的SI解决方案
• SI成本效益(经济可行性)的量化
• 理解地震分析中的边际
• 核设施中SI的实施

在核电站和关键设施实施地震隔离有可能最大限度地减少与大地震运动有关的核设施的风险，并降低建造成本。因此，有必要开展研究和开发活动，重点是工业界、国家实验室和大学之间的合作努力，以缩小已查明的差距。

贾斯汀·科尔曼是爱达荷国家实验室（INL）的民用/结构工程师。他在INL执行地震和结构动态研究，并在工程结构和力学中具有硕士学位。科尔曼先生的背景和专业知识是对核设施的地震分析和对燃料桶的影响分析。使用显式有限元分析代码进行大部分影响分析工作。他对安全相关的核结构进行了线性和非线性地震土 - 结构相互作用（SSI）分析，目前正在努力开发先进的非线性地震土结构相互作用分析方法。他的研究兴趣包括非线性SSI分析，先进地震PRA，地震保护系统，花费燃料运输和储存，以及对核结构的设计基础威胁。他在ASCE 4和43上服务，其中他是第3章“建模的结构”的领先作者，并导致努力写作附录B，“非线性时域土结构互动分析”，即即发表的ASCE版4.科尔曼先生撰写了众多关于废燃料桶和核燃料的影响分析的报告，以及地震分析ReportsReports。

总裁博士Sabharwall这里有科研人员吗核系统设计与分析部爱达荷国家实验室(INL)他在开发高温核反应堆技术方面发挥着重要作用，这些技术是能源部(DOE)为实现核能的持续发展而制定的战略计划的组成部分。Sabharwall h博士作为传热、流体力学、热设计、热力学和核安全分析方面的专家。在过去的几年里，他一直在高温换热器的设计和优化，系统集成和电力转换系统，先进反应堆概念的安全性和可靠性的研究。他获得了俄勒冈州立大学(Oregon State University)的核工程硕士学位(辅修机械工程)，并在爱达荷大学(University of Idaho)继续攻读核工程博士学位。他发表了超过75篇论文，包括期刊文章、会议论文集金博宝更改账户、技术摘要、杂志和技术报告，并担任期刊和会议论文集的审稿人。ReportsReports他是国际和国家在核工业和机械工业的热工水力(热和传质、流体力学、两相流、计算多相流技术)领域的研究伙伴关系的重要催化剂。2011年，他获得了ASME国家工程新面孔奖(the New Faces of Engineering ASME National Award)，该奖项基于他在热水力学领域的实验和研发工作所做出的贡献。2013年，他获得了ANS青年成员卓越国家奖(the ANS Young Member Excellence National Award)。