夏祖諷

(上海核工程研究設計院，上海 200233)

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美國核電廠抗震主系統(tǒng)分析要求的近期變化
——SRP 3.7.2 1989版、2007版及2013版主要對比

夏祖諷

(上海核工程研究設計院，上海 200233)

近期美國核管會NRC頒布的標準審查大綱《Standard Review Plan》Rev.3(2007)版已通過我國核安全審評中心翻譯出版，表明我國核安全局將按最嚴的國際標準執(zhí)行核工程的安全審查。通過對比美國核管會標準審查大綱SRP 3.7.2節(jié)1989版、2007版以及最新2013版的抗震主系統(tǒng)主要內(nèi)容，結合以往核電工程抗震分析的實踐經(jīng)驗，按其所列驗收準則各條分別作出專業(yè)性的講解與點評。研究表明：SRP 2013版在概念上更清晰，并在可操作性上更加完善，研究成果對理解核電廠抗震主系統(tǒng)分析要求具有很好的參考價值。

核電廠；抗震主系統(tǒng)；抗震分析方法；土體-結構相互作用；審計導則

近期，隨著我國核安全審評中心出面翻譯出版了美國核管會NRC的標準審查大綱《Standard Review Plan》(簡稱SRP)Rev.3 2007版[1]，我國的核安全當局將按最嚴的國際標準執(zhí)行核工程的安全審查。但迄今SRP已經(jīng)推出更新版本Rev.4 2013—2014版[2]，不過站在核工程土建專業(yè)角度看，SRP的Rev.3 2007版與其相應老版SRP Rev.2 1989版[3]相比，體現(xiàn)了針對現(xiàn)代(三代)核電標準與二代核電標準審查的重大改變;而其最新版SRP Rev.4 2013—2014版與較新的SRP Rev.3 2007版相比，則只是對三代核電標準審查中在某些方面作出更明確的要求，故最近這兩版的更多差別只是在細節(jié)操作上的補充與完善。鑒于我國的國情，全面推出SRP Rev.3 2007版并作認真的核安全審查已實屬不易，筆者估計核安全局先按SRP Rev.3 2007版執(zhí)行或許會持續(xù)一段時期。因為只有經(jīng)過審查方和業(yè)主方(設計方)的審評實踐活動，才會找到適合我國國情的最佳審查標準。

筆者近期重讀了SRP 3.7.2節(jié)Rev.3 2007版[1]及Rev.4 2013版[2]，研究了該節(jié)核電廠抗震主系統(tǒng)分析要求的近期變化，并作了專業(yè)性的解讀和點評，以便核工程設計人員更好地適應下階段核工程設計分析的改善并參與核安全的審評活動。本文涉及的所謂核電廠抗震主系統(tǒng)(Seismic System)根據(jù)SRP中的命名，指的是在核電廠中和基礎相連的抗震I類構筑物及其支承介質(zhì)組成的結構主系統(tǒng)。而在核電設施中其他不稱作抗震主系統(tǒng)的I類構筑物、系統(tǒng)和部件均應看作為抗震子系統(tǒng)(Seismic Subsystem)，對它們的抗震分析要求的審查則規(guī)定在SRP 3.7.3節(jié)中。

夏祖諷：美國核電廠抗震主系統(tǒng)分析要求的近期變化為了正確理解按SRP Rev.3 2007版要求在設計上的可操作性，筆者主要是利用其最新版SRP Rev.4 2013版倒過來解讀2007版，這樣做或許對2007版的理解會更清楚些。也就是說作為核電的設計方，如果我們對核電廠抗震主系統(tǒng)分析中能直接按SRP Rev.4 2013版3.7.2節(jié)要求去執(zhí)行設計分析操作的話，肯定能更全面滿足SRP Rev.3(2007)版3.7.2節(jié)的所有審查要求，這樣一來核電設計院在應對今后的核安全審評活動時也會更主動。下面將按SRP 3.7.2中各相應SRP驗收準則的條目分別作對比評述。

1 2007版抗震主系統(tǒng)分析的驗收準則要求的可操作性及2013版的完善之處

1.1 驗收準則1“抗震分析方法”

站在核電工程設計所采用的主系統(tǒng)抗震分析方法的理論概念上，對三代核電及二代核電其實并沒有本質(zhì)上的改變。因此針對三代核電的SRP Rev.3 2007版3.7.2節(jié)，相對二代核電的1989版的文字內(nèi)容也幾乎看不出有什么變化，均分成動態(tài)分析法及等效靜荷載法兩種。只是要清楚在動態(tài)反應的模態(tài)組合中，由于在SRP Rev.3 2007版3.7.2節(jié)中其所引的導則RG1.92[4]已變成相應的RG1.92 Rev.2 2006版[5]，它在單向模態(tài)組合方法中已出現(xiàn)較大的改變，其主要目的是消除以往老版組合方法中的過份保守部分。該新版組合導則RG1.92 Rev.2在單向模態(tài)組合中是按反應譜頻段的相位特征分成三類分別處理：即根據(jù)低頻段是以不同相位反應為主，中頻段是以從不同相位反應至同相位反應的過渡，高頻段是以同相位的擬靜態(tài)反應的這三種情況分別采用更合理的分段組合后再作綜合組合處理。RG1.92 Rev.2對核電結構的高頻反應組合給出簡單實用的總質(zhì)量乘ZPA的靜態(tài)法，確保消除了以往對殘留剛性反應丟失質(zhì)量的疑慮。上海核工程研究設計院已在2008年專門對RG1.92 Rev.2[5]作過詳細的培訓，今后實用中宜再次參閱RG1.92 Rev.2原文忠實執(zhí)行之。

SRP Rev.4 2013版3.7.2節(jié)[2]在其驗收準則1這節(jié)中由于僅涉及抗震方法的理論概念，故章節(jié)的文字內(nèi)容幾乎原封不動地照抄2007版的要求，因此對2013版的驗收準則1不需再作解讀。

1.2 驗收準則2“自振頻率和反應”

SRP 3.7.2該節(jié)中的驗收準則2要求需提供一套按傳統(tǒng)格式的資料清單，故從更老版1989版到2007版直至最新的2013版在驗收準則2中的文字內(nèi)容均沒變，設計的可操作性很簡單。

1.3 驗收準則3“用于分析模型的步驟”

SRP 3.7.2節(jié)中的驗收準則3，其中A款“主系統(tǒng)和子系統(tǒng)的命名”及B款“子系統(tǒng)的去耦準則”，由于內(nèi)容十分成熟，自SRP 1989版(甚至前版)、2007版至2013版在文字上均無改變無需再解讀。

只是其中C款“結構建模”中的(iii)段，自SRP 1989版、2007版至2013版均比初版在文字上更強調(diào)要考慮個別樓板和墻體在地震作用下會產(chǎn)生局部振動。為確保結構內(nèi)在反應譜(樓面反應譜)包含額外的放大，在動態(tài)反應模型中要充分考慮這些局部振動的影響。而且C款中(iii)段的這些文字強調(diào)處，在上海核工程研究設計院引進的AP1000設計中也已經(jīng)完全都做到了。

在驗收準則3中，自SRP 2013版的C款中比以往版本特別增設(iv)段內(nèi)容如下：

1)對核島常規(guī)采用的鋼筋砼結構，強調(diào)開裂能導致結構剛度的減少，該段特別提到如按ASCE 43-05標準2005版[6]所規(guī)定剛度折減系數(shù)的作法是能被NRC所接受的，例如該標準表3-1中，列出開裂的砼墻體的抗彎剛度和抗剪剛度的折減系數(shù)均可取0.5。

2)指出在兩步法分析中，不論在第一步SSI分析還是第二步的詳細分析中均應同時考慮砼的開裂對剛度的影響。對砼結構開裂的更詳細可接受的方法則會在SRP Rev.4 2013版的3.8.1、3.8.3～3.8.5節(jié)中提到，但實際上卻仍未見到。

3)明確針對標準設計而按持證設計反應譜CSDRS的設計中，可選用RG1.61 Rev.1(2007)[7]表1的SSE阻尼值來表征砼結構開裂特征，但SRP要求CSDRS對考慮校核某單一廠址條件(如硬巖高頻廠址)設計中，在產(chǎn)生樓面譜ISRS時，砼結構應考慮不開裂的特征，從而此時在產(chǎn)生樓面譜分析中需引用RG1.61 Rev.1 2007版表2中針對OBE場合的阻尼值。

SRP Rev.4 2013版3.7.2節(jié)C款(iv)段的最后部分文字指出，針對已存廠址結構或?qū)S址特定設計校核中，NRC強調(diào)核電廠鋼筋砼構件剛度模型應按最佳估算值BE處理，其可接受的實用操作步驟為：

1)初始的整體數(shù)學模型應該先考慮砼不開裂，阻尼采用4%。

2)核算具體構件應力時如發(fā)現(xiàn)有廣泛的開裂，則該構件的剛度應予折減。

3)在數(shù)學模型中，對砼開裂區(qū)采用7%阻尼，未開裂區(qū)仍用4%阻尼作重新分析。

4)如在原先未開裂區(qū)又有新的開裂，那未按上述修改后再作分析。

5)如果證明任何已開裂構件不再繼續(xù)開裂，那么也不用對已開裂構件回復到不開裂的狀態(tài)中去。

注意SRP Rev.4 2013版3.7.2節(jié)在驗收準則3的C款增設的(iv)段中所明確提到的上述可接受的砼構件建模作法，對砼的開裂只是剛度打折并伴隨阻尼比的提高，但仍可按通用的線彈性分析程序執(zhí)行操作，因此才需作反復的迭代分析，只不過這種分析操作還是很方便的?？磥鞱RC在SRP 2013版中已比其2007版更進一步理解了ASCE 43-05標準中針對砼結構工程分析的操作手段。

驗收準則3中的D款“在動態(tài)模型中的樓面荷載、活荷載和主要設備荷載”這一段，在SRP 2007版及SRP 2013版中均對模型的質(zhì)量取值比過去版本作出更為詳細的規(guī)定，即除結構本身自重外，還包括：

1)240 kg/m2的樓層質(zhì)量以體現(xiàn)電廠中的一些小設備、管道及其他雜項設施的自重。

2)相當于樓層設計荷載的25%和屋頂設計雪載的75%(視情況而定)。

3)主要設備的質(zhì)量可均布在樓面或采用集中質(zhì)量方式來考慮。

上海核工程研究設計院在以往二代核電工程中往往忽略其中的第(1)項，但對第(2)項活載卻往往取用50%，因此在實際操作中可能會使結果會存在較小差別。

至于在驗收準則3中E款“結構動態(tài)建模的特別考慮因素”，它僅涉及簡單模型及詳細模型的轉化過程中，這與上海核工程研究設計院的設計操作無關，且在2007版及2013版中的文字表述均未改變。

1.4 驗收準則4“土體-結構的相互作用SSI”

本節(jié)一直是SRP 3.7.2中自1989版至2007版直到2013版中文字內(nèi)容上改變最多的章節(jié)。驗收準則4的文字內(nèi)容表述顯得較為繁雜。為此本文打算按第一部分前言、第二部分正文、第三部分具體指南作為劃分的格式，先后分段詳述SRP新版2013與SRP 2007版之間的變化。

1.4.1 SSI驗收準則前言

驗收準則4的前言的前半部分，SRP 2007版文字表達中首先提到SSI分析方法需要滿足的條件為：

1)A款，對結構和土體作正確的模擬，以保證能體現(xiàn)地面運動的空間變化、輻射阻尼和土體分層三維效應及場地介質(zhì)反應的非線性效應。

2)B款，SSI輸入應與SRP 3.7.1節(jié)抗震設計參數(shù)[8-9]中所定義的設計反應譜規(guī)定相一致。

本小節(jié)前言中在相應SRP 2013版中對SSI分析要滿足的條件則表述變?yōu)椋?/p>

1)A款，即為原SRP 2007版中的A款+B款。

2)B款，新增，主要強調(diào)SSI輸入位置明確為位于基礎面標高處的露頭面運動FIRS。

3)C款，新增，主要強調(diào)要進行足夠的土柱參數(shù)研究。

本小節(jié)前言中的后半部分的SSI執(zhí)行內(nèi)容所提到的A、B、C(前半部)三款常規(guī)文字內(nèi)容，其實SRP 2007版與SRP 2013版均未差別，但在SRP 2013版中對涉及考慮參數(shù)變化的C款之后半部分卻增設了不少補充操作內(nèi)容，歸納起來大致包括以下4點：

1)新增SSI分析中要評定接地比(ground contact ratio)在分析中的有效性。

2)新增要考慮非對稱結構的基礎脫離抬升(foundation uplift)的相應影響，此處考慮不同相位影響主要是通過采用加及減一倍震級的輸入時程作出比較。

3)新增對接地比的NRC可接受標準為：凡大于80%的，以線性SSI分析結果即能被接受；對小于80%的應作非線性SSI分析才能被接受。

4)新增在SSI分析中，凡基礎脫離抬升造成的影響明顯的場合(指能增加反應大于10%者)，應把它計入到抗震設計分析中去。

顯然SRP 2013版中后半部分的C款中新增的上述補充說明，能使其SSI分析設計的可操作得到更好的改善。

1.4.2 SSI驗收準則的正文

本小節(jié)對SSI驗收準則的正文部分主要概括為下列三款內(nèi)容：

1)A款為“結構建模”。

2)B款為“支承土體介質(zhì)建模”。

3)C款為“輸入地震動”。

對比最新版SRP 2013版與SRP 2007版，上述三款正文中，SRP 2013版在文字內(nèi)容上均已作了較大的改變?nèi)缦拢?/p>

1)在A款中，最新版主要是新增應考慮砼結構的開裂影響。

2)在B款中，最新版主要是新增對土體單元網(wǎng)絡尺寸應滿足考慮地震波長及在底板結構內(nèi)力分析中的需求。其實這些對土體單元網(wǎng)絡劃分要求在相應ASCE4—98[10]中早已明確，SRP 3.7.2節(jié)只是提醒審查人員應予以關注。

3)在C款的輸入地震動中SRP 2007版只是比SRP 1989版更明確SSI分析的地震運動輸入位置應位于基礎(底)面標高的露頭面上，但此說只是簡單文字帶過無詳述，此外對輸入地震動的控制也提出過一些簡單要求。

SRP 2013版在C款的(i)小節(jié)中對輸入地震位置的表述更為詳細，明確對埋置結構，SSI分析的地震輸入起始點則規(guī)定是在基礎面標高處的露頭運動FIRS。

SRP 2013版在C款的(ii)小節(jié)中全面更改了SRP 2007版的表述，并明確在土柱分析中是執(zhí)行三種土柱剖面即最佳估算BE，下限LB及上限UB這三種。它們是用至少60組以上(SRP 2007版為30組以上)隨機土柱剖面，以概率地震風險分析PSHA的反應評估中所采用的相同(輸入地震波)，按考慮波速及阻尼的反復分析中得出反應的均值及正負偏差σ。且明確其上限較硬剖面中每層土層用下限的阻尼特性，而下限較軟剖面中，每層土體應采用上限的阻尼特性。

SRP 2013版在C款的(iii)小節(jié)中與SRP 2007版的控制要求完全不同，提醒由每種確定的土體剖面中，以(平均)基礎面輸入反應譜FIRS作為土柱輸入分析后所得的地面反應譜應在所有感興趣的頻率點上都能等于或超過基于功能方法所產(chǎn)生的地面自由場平均反應譜PBSRS(廠址特定設計譜)。

1.4.3 SSI分析的具體指南

SRP所列本小節(jié)只是為方便審查并提醒審評人員(對設計人員也同樣適用)注意在SSI分析中某些重要方面列具出來。

SRP 2007版在本小節(jié)的具體指南寫得比SRP 1989版要詳細，不過這些具體的要點都是以往核結構抗震分析標準ASCE4—98中有關SSI分析的一些基本規(guī)定，在此不準備重復，但對設計方值得提醒之處為：

1)SRP 2007版中首次明確場地土柱剖面反應分析應采用30～60組(取均值)。

2)對采用寬頻地面設計反應譜作SSI分析的，明確土體剪切模量上限值要取最佳估算值的2倍，下限值為最佳值的1/2。這表明NRC對以寬頻譜作標準設計的場合，其變異系數(shù)為COV=1.0(只有在廠址場地作特定分析中，允許取COV=0.5)。

3)對深土場地的土體模型下邊界，明確一般情形下至少應取基礎基底尺寸的兩倍，這一說法與ASCE4—98略有不同。

4)SRP 2007版中也首次肯定，采用地震輸入波多點非一致性運動incoherency分析能減少廠址高頻地面運動輸入的潛在影響。

本小節(jié)中，SRP 2013版則是基本肯定了原SRP 2007版中已明確的上述指南且進一步指出：

1)軟土地基SSI分析的輸入應直接按DC/COL-ISG-017[11]執(zhí)行，土柱的隨機剖面組數(shù)已擴大至60組或以上。

2)在DC申請中持征設計譜CSDRS的幅值放大部分頻率域應與廠址土柱剖面分析中的頻率段相容(按筆者體會此時勢必用相匹配的人工時程)。

3)增加了一些直接法及子結構法的概念解釋，并肯定了對埋置結構的SSI分析應采用直接法為妥，否則有可能不保守。

4)明確了對高頻運動采用incoherency分析時，譜幅折減的允許值為：(1)0～10 Hz，不折減；(2)30 Hz以上，30%；(3)10～30 Hz，可按0%～30%中插值；(4)對結構荷載由地震輸入控制的場合，10 Hz處的最大允許折減可用10%。

可見由于有上述這些附加規(guī)定，使SRP 2013版在SSI分析的操作中比SRP 2007版更為完善。

1.5 驗收準則5“結構內(nèi)在反應譜(樓面譜)的生成”

本節(jié)驗收準則的關鍵是強調(diào)按RG1.122樓面譜產(chǎn)生導則Rev.1(1978)[12]執(zhí)行，而該導則迄今未見有新版出現(xiàn)，故本節(jié)文字內(nèi)容自SRP 1989版、SRP 2007版至SRP 2013版均無需改變。不過如按SRP 2013版執(zhí)行的話，由于產(chǎn)生樓面譜時結構的阻尼值其實與以往版本已有所不同，只不過有關阻尼要求的改變不在本節(jié)驗收準則中提及。而目前的阻尼值選取變化可見本文1.3及1.4節(jié)相關的表述。

1.6 驗收準則6“地震動的三分量”

當核電工程抗震分析采用一組三條人工時程作正交三個地震分量同時輸入分析時，對三分量間的組合，本節(jié)驗收準則強調(diào)按RG1.92導則執(zhí)行。目前適用的該導則版本雖為RG1.92 Rev.2(2006)，但其對三分量的組合原則及方法在文字內(nèi)容上與其初版長期沒有改變。本驗收準則對三條人工時程的統(tǒng)計獨立性要求，光從文字上看，自SRP 1989版、SRP 2007版至SRP 2013版也一直沒有變。但如若關注對應的SRP 3.7.1抗震設計參數(shù)的Rev.3(2007)版[8]及Rev.4(2014)版[9]，這三分量間統(tǒng)計獨立的最小相關系數(shù)已從SRP 1989老版的0.30下降至0.16，因此對驗收準則6而言，在SRP 2007版及SRP 2013版對三分量間的統(tǒng)計獨立性要求其實更嚴了。

1.7 驗收準則7“模態(tài)反應的組合”

本節(jié)模態(tài)反應組合，NRC一直沿用RG1.92導則，故本節(jié)從文字表述看自SRP 1989版、SRP 2007版至SRP 2013版對驗收準則7中看似不變。但由于RG1.92在2006年已出修改版Rev.2[5]，它在單向模態(tài)組合的方法中已有很大的不同(參見本文1.1節(jié))，故本節(jié)驗收準則自SRP 2007版至SRP 2013在內(nèi)涵上與SRP 1989版有較大區(qū)別。

1.8 驗收準則8“非抗震I類結構與抗震I類構筑物、系統(tǒng)和部件間的相互作用”

本節(jié)驗收準則要求審查所有非抗震I類結構在SSE條件下的破壞是否會影響抗震I類構筑物、系統(tǒng)和部件的完整性或?qū)е驴刂剖覂?nèi)人員受傷。NRC在本節(jié)中自SRP 1989版及SRP 2007版中均給出可取下列三種處置方式來作選擇：

1)A款，非抗震I類物項的倒塌并不撞擊抗震I類物項。

2)B款，非抗震I類物項的倒塌既不削弱抗震I類物項的結構完整性，也不造成主控室人員喪失工作能力。

3)C款，將非抗震I類物項按SSE條件下阻止其破壞的條件執(zhí)行分析和設計，使其安全裕度相當于抗震I類物項。

上述三款要求在執(zhí)行中分歧最大的正是C款中這最后半句話“使其安全裕度相當于抗震I類物項”。如果安全裕度完全相當，那豈不是要求非抗震I類物項也得按抗震I類物項設計了。好在本節(jié)驗收準則在SRP 2013版的上述C款中干脆直接取消了這最后半句話，不再需安全裕度相當，這就直接排除了需對非抗震I類物項按抗震I類設計的最大誤解。在SRP 2013版對其C款解釋成要求貼鄰的非抗震I類物項不發(fā)生與抗震I類物項的實體接觸(physical interaction)，即要保持他們兩者間的最大可能位移要比設計縫隙為大。要做到這一點可采用二種辦法計算：一種是對非抗震I類物項按非線性分析，另一種也可使非抗震I類物項采用有限的非彈性反應分析，并在保證其結構完整性的前提下來證實與貼鄰的抗震I類物項不發(fā)生倒塌攻擊或?qū)嶓w接觸。NRC在驗收準則8中的這些2013版②的提示，從實用角度看，其實就是允許核結構設計方可依據(jù)ASCE43—05標準中那樣按彈性分析程序，采用非彈性能量吸收系數(shù)Fμ的辦法來折減其構件的地震內(nèi)力并擴大其計算位移來解決工程設計問題，也就是筆者以往幾年在上海核工程研究設計院的結構專業(yè)培訓中建議大家以ASCE43—05標準按只保持結構完整性要求的新抗震II類作分析校核的辦法。

1.9 驗收準則9“參數(shù)變化對樓面反應譜的影響”

本節(jié)驗收準則相比過去的SRP 1989版，在SRP 2007版中首次提出在樓面反應譜產(chǎn)生時，對抗震主系統(tǒng)的砼結構，應考慮砼開裂的影響，但具體怎么做沒有解釋。SRP 2013版在本節(jié)中就明確指出砼的開裂對剛度的影響可按SRP 3.7.2 II 3C(iv)執(zhí)行，也即按本文的1.3節(jié)對驗收準則3的C款的后半部(iv)段的說明要求執(zhí)行。

1.10 驗收準則10～14

SRP 3.7.2的驗收準則10～14節(jié)，相對前面的9節(jié)而言并不算是重點。且有關這幾節(jié)的驗收準則要求的文字表述，自SRP 1989版至SRP 2007版直到SRP 2013版幾乎均看不出有什么變動。而對第10節(jié)“等效豎向靜力系統(tǒng)的應用”，上海核工程研究設計院從沒有采用過。對第11節(jié)“扭轉效應計算方法”，在以往二代堆項目中倒因采用簡化懸臂梁模型為主需要注意，目前三代核電的動態(tài)分析均采用三維空間板單元的整體有限元模型，這一節(jié)也無實用意義。對第12節(jié)“時程及譜分析反應結果的對比” 上海核工程研究設計院一直在如實實施。第13節(jié)“阻尼分析方法”，指的是不同結構材料間的復合模態(tài)阻尼處置，更多涉及所用分析軟件的功能是否滿足驗收準則第13節(jié)的要求，上海核工程研究設計院所用ANSYS程序已可實現(xiàn)這些要求。第14節(jié)“確定抗震I類結構的地震傾覆力矩和滑動力”，對這14節(jié)要求上海核工程研究設計院一直在執(zhí)行。只不過在軟地基場合，它與基礎底板脫離抬升有相互交集，好在SRP 2013版在驗收準則4中比過去版本已有新的要求，故可直接參見本文1.4節(jié)的相應部分說明。

2 SRP 3.7.2的附錄A“抗震設計審查中的審計導則”及其應用

SRP 3.7.2抗震主系統(tǒng)分析這一節(jié)自SRP 2007版以來相比SRP 1989版的另一個明顯改變是首次增設了附錄A“抗震設計審查中的審計(Audit)導則”，而SRP 3.7.2 Rev.4 2013版的附錄A與SRP 2007版在文字表述中也未見差別。筆者估計可能是直到2013年9月SRP 3.7.2 Rev.4公布前，NRC在美國實際上尚未在具體項目中實施過抗震設計的審計工作，故沒有經(jīng)驗反饋。不過從SRP的Rev.3 2007版中我們發(fā)現(xiàn)，所有與土建結構相關的審計工作，NRC只安排抗震設計及安全殼設計兩項，可見NRC對核電廠的抗震設計審查活動的重視。

NRC把審計(Audit)流程定義為審評人員所開展審查(Review)活動中的重要組成部分，它提供了審查許可證申請或認證申請中未包含的相關技術信息的機會。還可作為與申請人就未解決的技術問題進行充分面對面交流的平臺。審計結果可作為審評人員做出最終安全判斷的技術依據(jù)的組成部分。

作為核電設計方，核電設計院可以先主動按附錄A對由該審計導則的第6小節(jié)“審計實施”中所提出的NRC感興趣的特殊課題先作些重點的準備，即：

1)地面運動產(chǎn)生的時程與地面反應譜的匹配程度。

2)土體參數(shù)的模型。

3)結構模型的模態(tài)，確認相對于設計基準地面反應譜頻率含量的適當細化關系。

4)實施抗震分析所采用的計算機程序、計算模型包括SSI效應。

5)結構內(nèi)在反應譜(樓面反應譜)。

顯然，只要設計方能事先細心準備上述這5個特殊課題，仔細研讀SRP 3.7.1～3.7.3的最新版SRP Rev.4 2013—2014版的要求，這比直接按SRP Rev.3 2007版執(zhí)行要更容易得多。

3 結論

本文介紹了NRC的標準審查大綱SRP 3.7.2的核電廠抗震主系統(tǒng)分析要求的近期變化，主要目的是協(xié)助設計人員在核電工程的抗震設計分析中了解該怎么正確操作才符合NRC的審查要求。因為NRC公開頒布其標準審查大綱SRP有兩個主要目的：一方面是正確指導其內(nèi)部的核安全審評員工，只要按SRP章節(jié)的具體要求執(zhí)行，就能規(guī)范化其安全審評活動并對業(yè)主的執(zhí)照申請作出正確的安全評估；另一方面也是告訴業(yè)主包括為業(yè)主服務的核電工程設計方，如果核電設計能按NRC的SRP各章節(jié)的驗收準則要求執(zhí)行，那么業(yè)主所提供的設計申請就能順利地被接受，否則得提供嚴格的等效性論證才能說服NRC。因此作為核電工程的設計方，學習NRC的標準審查大綱SRP其實是明白在核工程項目中執(zhí)行NRC所認可的正確設計分析方法，這才是我們核工程設計實踐中事半功倍的捷徑。

對SRP Rev.3 2007版，估計我國的核安全局會正式先實施一段時期。本文是結合筆者過去核電工程抗震分析的實踐經(jīng)驗，重點按SRP 3.7.2抗震主系統(tǒng)分析要求的各條驗收準則，分別作些專業(yè)性講解與點評。本文也利用其最新版SRP Rev.4 2013版所作的詳細解讀，反過來再回看其SRP Rev.3 2007版，則能使大家更正確地理解其SRP Rev.3 2007版中的某些細節(jié)要求上的不足。所以筆者建議核電設計院工程師在今后的CAP系列工程自主設計中，應在詳細研讀SRP Rev.3及Rev.4的基礎上，凡目前有條件按其最新版能做到的不如干脆直接用最新版照做[13]。即使安全當局仍按SRP Rev.3版執(zhí)行審查，也應該能被順利通過。筆者認為按最新版執(zhí)行核電廠抗震主系統(tǒng)分析的最大好處還是核電設計院能輕松應對今后CAP項目抗震設計的審計活動。

[1] Office of Nuclear Regulatory Research. 3.7.2 Seismic system analysis (Revision 3) [S/OL]//Office of Nuclear Regulatory Research. Standard review plan for the review of safety analysis reports for nuclear power plants(LWR edition): NUREG-0800. Washington: U.S Nuclear Regulatory Commission, 2007. http://www.nrc.gov/docs/ ML0706/ML070640311.pdf.

[2]Office of Nuclear Regulatory Research. 3.7.2 Seismic system analysis (Revision 4) [S/OL]//Office of Nuclear Regulatory Research. Standard review plan for the review of safety analysis reports for nuclear power plants(LWR edition): NUREG-0800. Washington: U.S Nuclear Regulatory Commission, 2013. http://www.nrc.gov/docs/ ML1319/ML13198A223.pdf.

[3]Office of Nuclear Regulatory Research. 3.7.2 Seismic system analysis (Revision 2) [S/OL]//Office of Nuclear Regulatory Research. Standard review plan for the review of safety analysis reports for nuclear power plants. Washington: U.S Nuclear Regulatory Commission, 1989.http://www.nrc.gov/docs/ML0523/ML05234056 6.pdf.[4]Office of Nuclear Regulatory Research. Combining modal responses and spatial components in seismic response analysis: Regulatory Guide (RG) 1.92 (Revision 1) [S]. Washington: U.S Nuclear Regulatory Commission, 1976.

[5]Office of Nuclear Regulatory Research. Combining modal responses and spatial components in seismic response analysis: Regulatory Guide (RG) 1.92 (Revision 2) [S/OL]. Washington: U.S Nuclear Regulatory Commission, 2006. http://pbadupws.nrc.gov/docs/ ML0532/ML053250475.pdf.[6]American Society of Civil Engineers. Seismic design criteria for structures, system, and components in nuclear facilities: ASCE/SEI 43-05 [S/OL]. Virginia: American Society of Civil Engineers, 2005.http://ascelibrary.org/doi/pdf/10.1061/9780784407622.fm.

[7]Office of Nuclear Regulatory Research. Damping values for seismic design of nuclear power plants: Regulatory Guide (RG) 1.61 (Revision 1) [S/OL]. Washington: U.S Nuclear Regulatory Commission, 2007. http://www.nrc.gov/docs/ML0702/ML 07026002 9.pdf.[8]Office of Nuclear Regulatory Research. 3.7.1 Seismic design parameters (Revision 3) [S/OL]//Office of Nuclear Regulatory Research. Standard review plan for the review of safety analysis reports for nuclear power plants(LWR edition): NUREG-0800. Washington: U.S Nuclear Regulatory Commission, 2007. http://www.nrc.gov/docs/ML0706/ML070640306.pdf.

[9]Office of Nuclear Regulatory Research. 3.7.1 Seismic design parameters (Revision 4) [S/OL]//Office of Nuclear Regulatory Research. Standard review plan for the review of safety analysis reports for nuclear power plants(LWR edition): NUREG-0800. Washington: U.S Nuclear Regulatory Commission, 2014. http://www.nrc.gov/docs/ML1419/ML14198A460.pdf.[10] American Society of Civil Engineers. Seismic analysis of safety-related nuclear structures and commentary: ASCE 4-98 [S]. Virginia: American Society of Civil Engineers, 2000. http://ascelibrary.org/doi/pdf/10.1061/9780784404331.fm.

[11] Office of New Reactors. Interim staff guidance on ensuring harzard-consistent seismic input for site response and soil structure interaction analyses: DC/COL-ISG-017 [S/OL]. Washington: U.S Nuclear Regulatory Commission, 2010. http://www.nrc.gov/docs/ ML1005/ML100570203.pdf.

[12] Office of Standards Development. Development of floor design response spectra for seismic design of floor-supported equipment components: Regulatory Guide (RG) 1.122(Revision 1) [S/OL]. Washington: U.S Nuclear Regulatory Commission, 1978. http://pbadupws.nrc.gov/docs/ML1335/ML13350A275.pdf.[13] U.S Nuclear Regulatory Commission. Standard review plan for the review of safety analysis reports for nuclear power plants(LWR edition): NUREG-0800, Chapter 3 [S/OL]. Washington: U.S Nuclear Regulatory Commission, 2016. http://www.nrc.gov/reading-rm/ doc-collections/nuregs/staff/sr0800/ch3/.

(責任編輯 鄭文棠)

Recent Changes of Seismic System Analysis SRP 3.7.2 in 1989, 2007 and 2013 Versions for NPPs in U.S.A.

XIA Zufeng

(Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute, Shanghai 200233, China)

Recently, the third revesion of Standard Review Plan for the review of safety analysis reports for nuclear power plants (SRP Rev.3) issued by U.S.A NRC in 2007 has been translated and published by Beijing Review Center of Nuclear Safety, which states clearly National Nuclear Security Administration will carry out the most rigorous international standards in safety review of nuclear projects. In this investigation we studied the different versions of Seismic System Analysis SRP 3.7.2 in 1989, 2007 and 2013, combined with the past practical experiences of nuclear seismic analysis, then concluded the technical explanation and reviews according to the acceptance criteria of each standard clause. The results shown that the 2013 version of SRP was clearer in concept and more perfect in operation. This work provides good guidance for seismic system analysis of NPPs.

NPP; seismic system; seismic analysis method; SSI; audit guidelines

2016-10-20

夏祖諷(1941)，男，浙江鎮(zhèn)海人，勘察設計大師，研究員級高級工程師，主要從事核工業(yè)土建結構設計和研究工作(e-mail)xiazf@snerdi.com.cn。

10.16516/j.gedi.issn2095-8676.2016.04.001

TM623

A

2095-8676(2016)04-0001-07