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研究堆构筑物抗震设计中的地震反应谱对比分析
研究堆构筑物抗震设计中的地震反应谱对比分析
朱秀云*1) 潘蓉1) 朱京圣2) 张鸥*1)
1)环境保护部核与辐射安全中心,北京 100082;
2)滨州市中心血站,山东滨州 256613
 [收稿日期]: 2018-01-16
摘要

本文介绍了国际原子能机构(IAEA)的TECDOC—1347推荐使用的适用于不同地震烈度、不同场地类型的设计地震反应谱。通过与RG 1.60及《建筑抗震设计规范》(GB 50011—2010)中的设计反应谱进行对比分析,总结了TECDOC—1347推荐的研究堆设计反应谱的特点。



引言

目前,我国在役和在建的研究堆已有20多座,这些研究堆的堆型、用途、功率水平、设计原理、运行方式、安全特性等不尽相同,不同类型研究堆的安全设计要求、运行模式和管理也有很大的差别(宋琛修等,2013)。国家核安全局(2013)发布的《研究堆安全分类(试行)》将研究堆分为Ⅰ、Ⅱ和Ⅲ类。

过去,我国比较关注核电厂的安全,为核电厂的抗震设计编制了一系列标准规范,已经形成了完整的分析和评价方法。而对研究堆的抗震设计,却并没有专门的规范,Ⅰ、Ⅱ类研究堆仍按照以往的设计经验进行处理,缺少相关的理论依据和法规标准支持(孙锋等,2016)。“5·12”汶川地震给四川省的研究堆带来了前所未有的威胁,也提醒人们在今后的研究堆设计中,应针对研究堆的不同类别,合理地进行抗震设计,以保证其有足够的能力抵御地震的危害,从而保证人员和环境的安全(潘蓉,2010)。

2003年,国际原子能机构(International Atomic Energy Ageny,简称IAEA)颁布了技术文件《除核电厂之外的其他核设施设计中对外部事件(以地震为主)的考虑》(TECDOC— 1347),用于除核动力厂以外核设施与外部事件相关的选址和设计,其中包括研究堆(International Atomic Energy Agency,2003)。此文件推荐了除核电厂之外的其它核设施设计需要考虑的地震水平,并推荐了设计地震反应谱。我国在其它核设施的抗震设计中,通常依据《建筑抗震设计规范》(GB 50011—2010)(中华人民共和国住房和城乡建设部等,2010)的方法进行抗震设计。

本文主要介绍IAEA的TECDOC—1347推荐的设计地震反应谱,通过与RG 1.60及《建筑抗震设计规范》(GB 50011—2010)中的设计反应谱进行对比分析,总结了TECDOC—1347推荐的研究堆设计反应谱的特点。

1 TECDOC—1347推荐的设计地震反应谱
1.1 物项的设计等级划分

首先,基于风险控制的原则,TECDOC—1347对除核动力厂之外的核设施(包括研究堆)的放射性潜在风险进行安全分级,共分为4级。1级(即高度风险级):具有显著的厂外放射性污染潜势;2级(即中度风险级):具有明显的厂内放射性污染潜势,并具有高度临界风险;3级(即低度风险级):具有明显的厂内放射性污染潜势;4级(即常规风险级):“工业风险”,常规的工业厂房。

其次,将抗外部事件相关的物项(包括结构、系统和部件)进行分级。识别需要考虑外部事件和相关要求的物项,通过该物项的抗外部事件分级,以确定合理的设计基准。结构、系统及部件(SSCs)可分为外部事件1级(EEC1)、外部事件2级(EEC2)和外部事件3级(EEC3)。安全相关物项为外部事件1级,相关作用物项为外部事件2级,其他物项为外部事件3级。

最后,依据以上划分的设施风险等级和物项的抗外部事件等级,确定物项的设计等级(DC),共4级,具体划分见表 1

表 1 设施风险分级、物项抗外部事件分级与物项设计等级的关系 Table 1 Relationship between facility hazard classification, external event class and design class
1.2 物项的抗震设防标准

针对不同的设计等级采用不同的抗震设防标准。对于设计1级(DC1)的结构,要求保证全部功能;整个结构在遭遇设计基准地震(DBE)时为准弹性状态。此状态是针对整体结构的响应而言,不考虑地震前及地震后不可避免的混凝土开裂。对于设计2级(DC2)的结构,要求保证具有支承安全相关部件、设备及系统的能力。在遭遇设计基准地震事件(DBE)时,允许结构出现有限的非弹性变形,通过控制结构的延性系数实现,此延性系数需要比设计3级(DC3)结构小。对于设计3级(DC3)的结构,在遭遇设计基准地震事件(DBE)时,要求结构在非弹性状态下不倒塌,通过控制结构的延性系数保证。综上,对设计1级的结构,按核电厂的抗震设计标准进行设计;对设计2级与设计3级的结构,采用不同的延性系数进行简化而保守的设计;对设计4级(DC4)的结构,可采用常规工业建筑的抗震设计规范。

对于不同设计等级的研究堆,其设计中需要考虑不同的设计基准地震动水平,TECDOC— 1347推荐了对应的年平均超越概率,不同设计等级结构的抗震设计要求见表 2

表 2 不同设计等级结构的抗震设计要求 Table 2 Contrast for aseismic design requirements of different design class
1.3 设计地震反应谱的确定

对于设计等级为1级的研究堆,其设计基准地震要依据核电厂选址中的相应要求予以确定。TECDOC—1347中推荐了用于2级及以下核设施的地震设计基准。其中,基于区域范围最大历史地震烈度评价设计基准地震动,对每个抗震设计烈度水平指数,自由场对应硬持力层设计加速度的最小值要满足表 3的要求。

表 3 确定最小自由场设计加速度 Table 3 Assigned the minimum free-field design accelerations

我国《建筑抗震设计规范》(GB 50011—2010)规定的抗震设防烈度和设计基本地震加速度的对应关系如表 4所示。需要指出的是,此设计基本地震加速度为50年超越概率10%的地震加速度的设计取值。不同抗震烈度设防地震的地震影响系数最大值也列于表 4中。

表 4 抗震设防烈度和设计基本地震加速度值的对应关系 Table 4 Relationship between seismic precautionary intensity and basic designed acceleration of ground motion

表 3可知,对于最大历史地震烈度Ⅶ、Ⅷ、Ⅸ度区,硬持力层设计加速度可取值为0.1g、0.2g、0.4g,与表 4中相应抗震设防烈度的设计基本地震加速度取值是一致的。

对于设计反应谱的确定,在缺乏由仪表或历史记录数据确定的厂址特定反应谱的情况下,TECDOC—1347推荐了不同设计烈度水平和不同场地土类别的标准设计反应谱,同时还要结合表 3中的最小硬持力层设计加速度使用。场地土类别主要依据剪切波速进行划分,如表 5所示。

表 5 场地土的类别划分 Table 5 Classification of site soil types

针对设计烈度水平指数1、2,对应3种场地土的归一化加速度设计反应谱值(5%阻尼比)见表 6,反应谱曲线见图 1。针对设计烈度水平指数3,对应3种场地土的归一化加速度设计反应谱值(5%阻尼比)见表 7,反应谱曲线见图 2

表 6 设计烈度水平指数12的归一化设计反应谱值 Table 6 The normalized value of design response spectrum for designing intensity level 1 and 2

图 1 设计烈度水平指数1与2的设计反应谱 Fig. 1 Design response spectrum for designing intensity level 1 and 2
表 7 设计烈度水平指数3的归一化设计反应谱值 Table 7 The normalized value of design response spectrum for designing intensity level 3

图 2 设计烈度水平指数3的设计反应谱 Fig. 2 Design response spectrum for designing intensity level 3

图 12可见,在相同的烈度水平指数下,随着场地土剪切波速的增加,反应谱的峰值均有所提高,且向高频方向移动。由表 67可见,在相同的烈度水平指数下,随着场地土剪切波速的增加,谱峰值对应的频段越宽。如针对烈度水平指数1、2,1、2、3类场地土对应的频率宽度分别为5Hz、3.33Hz和1.09Hz;针对烈度水平指数3,1、2、3类场地土对应的频率宽度分别为7.5Hz、3.06Hz和1.375Hz。

对比图 12可以看出,对于同一种类场地土,设计地震加速度水平较低时(烈度水平指数1、2,设计加速度0.1g、0.2g),反应谱的峰值频段较窄;设计地震加速度水平较高时(烈度水平指数3,设计加速度0.4g),反应谱的峰值频段较宽。

2 设计地震反应谱的对比分析
2.1 RG 1.60与TECDOC—1347对比

由于用于核电厂设计的RG 1.60反应谱是基于坚硬场地提出的,所以将TECDOC— 1347中用于1类场地土的设计反应谱(5%阻尼比)与其进行比较,如图 3所示。比较发现,RG 1.60的设计反应谱在大部分频段可以包络TECDOC—1347的设计反应谱,TECDOC—1347的设计反应谱在局部中间频段(约5—13Hz)超出。由于设计地震加速度水平较高时(烈度水平指数3,设计加速度0.4g),TECDOC—1347的设计反应谱峰值对应的频段较宽,其与RG 1.60的反应谱相接近。


图 3 RG 1.60与TECDOC—1347设计反应谱的对比 Fig. 3 Comparison of design responsespectrum between RG 1.60 and TECDOC—1347
2.2 《建筑抗震设计规范》与TECDOC—1347对比

我国《建筑抗震设计规范》(GB 50011—2010)采用“三水准”设防标准,即小震不坏、中震可修、大震不倒。其中,小震是指50年超越概率为63%的多遇地震(重现周期约50年);中震为50年超越概率为10%的基本地震(重现周期约475年);大震为50年超越概率为2%—3%的罕遇地震(重现周期约2000年)。《建筑抗震设计规范》的设计反应谱针对不同的地震烈度区,其地震影响系数最大值不同。影响反应谱曲线的2个重要参数是地震影响系数最大值αmax和特征周期Tg。其中,地震影响系数最大值αmax依据设防烈度确定,特征周期Tg依据场地类别和地震分组情况确定,反映了场地条件和近、中、远地震的影响。《建筑抗震设计规范》定义的I0类场地土为剪切波速大于800m/s的坚硬土或基岩;TECDOC—1347定义的1类场地土为剪切波速大于1100m/s的硬持力层,见表 5。这2种场地均为硬持力层,具有可比性,因此选用此2种场地条件对应的地震反应谱进行比较,见图 4,其中,《建筑抗震设计规范》中反应谱的特征周期Tg取地震分组第3组的对应值0.3s。由于《建筑抗震设计规范》中Ⅱ、Ⅲ类场地的划分与TECDOC—1347中2、3类场地土的划分不一致,故不对其进行对比。


图 4 GB 50011—2010与TECDOC—1347反应谱的对比 Fig. 4 Comparison of design response spectrumbetween GB 50011—2010 and TECDOC—1347

图 4可见,除局部高频(约大于17Hz)部分,其它频段中TECDOC—1347推荐的设计反应谱,尤其烈度水平指数3对应的反应谱,远远包络《建筑抗震设计规范》的设计反应谱。由于一般研究堆构筑物的主要频率较低,在高频部分的振型参与系数较小,所以TECDOC—1347推荐的反应谱具有一定的保守性。

3 结论

本文通过与RG 1.60及《建筑抗震设计规范》中的设计反应谱进行对比分析,总结了TECDOC—1347推荐的研究堆设计反应谱的特点。主要结论如下:

(1)RG 1.60设计反应谱在大部分频段可以包络TECDOC—1347的设计反应谱,在局部中间频段(约5—13Hz),TECDOC—1347的设计反应谱超出。在设计地震加速度水平较高时(烈度水平指数3,设计加速度0.4g),TECDOC—1347的设计反应谱与RG 1.60相接近。

(2)在1类场地条件下,除局部高频(约大于17Hz)部分,TECDOC—1347推荐的设计反应谱,尤其烈度水平指数3对应的反应谱,远远包络《建筑抗震设计规范》的设计反应谱。TECDOC—1347推荐的反应谱具有一定的保守性。

(3)对于我国的Ⅲ类研究堆,可采用核电厂的抗震设计规范进行设计;Ⅰ类研究堆可采用民用建筑的抗震规范进行设计;Ⅱ类研究堆的设计可借鉴TECDOC—1347的思路。对于不同设计等级的研究堆,考虑不同的年超越概率水平的地震输入。

参考文献
国家核安全局, 2013. 研究堆安全分类(试行)[M]. 北京: 国家核安全局.
潘蓉, 2010. 核设施抗震设计中的设计地震反应谱[J]. 核安全, (3): 36-41, 50. DOI:10.3969/j.issn.1672-5360.2010.03.007
宋琛修, 朱立新, 2013. 研究堆的分类和基于分类的安全监管思路探讨[J]. 核安全, 12(S1): 134-137.
孙锋, 栾海燕, 潘蓉, 2016. Ⅰ、Ⅱ类研究堆构筑物抗震设计初探[J]. 工业建筑, 12(S1): 165-168.
中华人民共和国住房和城乡建设部, 中华人民共和国国家质量监督检验检疫总局, 2010. 建筑抗震设计规范(2016年版)(GB 50011-2010)[M]. 北京: 中国建筑工业出版社.
International Atomic Energy Agency (IAEA), 2003. Consideration of external events in the design of nuclear facilities other than nuclear power plants, with emphasis on earthquakes. TECDOC-1347. Vienna, Austria: IAEA.


Comparison Analysis of Design Seismic Response Spectrum Used in the Design of Research Reactor Facility
Zhu Xiuyun*1), Pan Rong1), Zhu Jingsheng2), Zhang Ou*1)
1) Nuclear and Radiation Safety Center, Ministry of Ecology and Environment of the People's Republic of China, Beijing 100082, China;
2) Binzhou Central Blood Station, Binzhou 256613, Shandong, China
Abstract

For the ground motion input of the seismic design of research reactor facility, the design seismic response spectrum applicable to different seismic precautionary intensity and site classification recommended by International Atomic Energy Agency (IAEA) document TECDOC-1347 is mainly introduced in this paper. In comparison analysis with design response spectrum recommended by Regulatory Guide 1.60 and Code for seismic design of the buildings (GB 50011-2010), the characteristics of design response spectrum recommended by document TECDOC-1347 is studied, and then the advice and reference of ground motion input used to the aseismic design of domestic research reactor facility is provided in this paper.



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研究堆构筑物抗震设计中的地震反应谱对比分析
朱秀云*1) 潘蓉1) 朱京圣2) 张鸥*1)
《震灾防御技术》, DOI:10.11899/zzfy20180409