NB／T 20037.10-2017 标准规范下载简介

NB／T 20037.10-2017 RK应用于核电厂的一级概率安全评价 第10部分：功率运行抗震裕度评价

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1范围 2规范性引用文件 3术语和定义 4缩略语.. 5应用过程 6技术要求， 7状态控制 8同行评估 参考文献.

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GB／T 19812.5-2019 塑料节水灌溉器材 第5部分：地埋式滴灌管B/T20037.102017RK

应用于核电厂的一级概率安全评价第10部分：

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核电厂的一级概率安全评价第

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注：一般情况下，抗震裕度地震出峰值加速度和反应谱来定义，在实际应用中有时也称之为审查级地震。 3.5 安全停堆地震safeshutdownearthquake 某些特定SSC设计为可维持安全停堆功能的最大地裳动。 注：SSE通常以PGA标定的标准加速度反应谱来描述。 3.6 地震设备清单seismicequipmentlist 在抗震裕度评价中需要开展抗震能力评价的所有SSC。 3.7 地震空间相互作用seismicspatialinteraction 由地震引起的构筑物、管道、分布系统或其他物项与邻近的安全相关设备间的相对运动，可能会导 致安全相关设备不执行其安全功能。 注：此类相互作用包括临近效应、结构失效和功能降级、附线和电缆的弯曲等。

3.7 地震空间相互作用seismicspatialinteraction 由地震引起的构筑物、管道、分布系统或其他物项与邻近的安全相关设备间的相对运动，可能会导 致安全相关设备不执行其安全功能。 注：此类相互作用包括临近效应、结构失效和功能降级、附线和电缆的弯曲等。

可参考NB/T20037.1规定的内容执行。

核电厂抗震裕度评价的目的是确定核电厂是否能够承受超过安全停堆设计基准地震动的影啊，开据 此估计核电厂的实际抗震能力和抗震裕度，识别核电厂的抗震薄弱环节。 开展抗震裕度评价工作的步骤一般如下：

GB／T 51336-2018 地下结构抗震设计标准NB/T20037.102017R

b）成立.T.作组。抗震裕度评价.工.作组通常由具有经验并熟悉核电厂系统和抗震的专业技术人员组 成。工作组应尽可能包含核电厂工作人员，以利于SMA取得的结果和认识能够应用到核电厂运 行、抗震加固和事故管理中。 核电厂巡访之前的准备工作。核电厂巡访之前的准备工作包括收集和回顾核电厂的设计和运行 资料，确定SMA建模中涉及的系统和设备，完成SME下实际楼层反应谱分析，制定T.作计划和 巡访路线。还需在考虑厂址区域地震源和核电厂场地十壤条件的情况下评定砂士液化和边坡不 稳定性，其目的是评价SME下的地基失效，以及对构筑物、埋设管路和储罐产生的潜在影响。 d 针对核电厂系统设备的初步巡访。这一步骤的主要目的是初步评价SMA风险逻辑模型中主要设 备的相对抗震能力。 e） 针对SSC抗震能力的巡访。这一步骤涉及对SMA风险逻辑模型中必需的SSC任何可能存在的薄 弱环节的识别。可根据在本步骤中的进一步评价结果对SSC进行筛选。需要考虑的薄弱环节包 括地震空间相互作用、设备锚固和横向支承等。SMA建模中包括的所有流体、电源和仪表系统， 以及前沿安全系统也应涵盖在内。 实施抗震裕度评估。以证明在上述d）、e)步骤中未被筛除的那些构筑物和设备的结构能力或 可运行性，并进行其HCLPF能力的计算，以核实SMA风险逻辑模型中的设备在SME下是否具有 足够的裕度。 g）编制文件。SMA文件（包括核电厂巡访过程中收集的资料）需在本步骤中编制完成。

具体要求见表1至表9。

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CJJ／T 291-2019 地源热泵系统工程勘察标准 MB/T20037.102017RK

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可参考NB/T20037.1规定的内容执行，