标准规范下载简介

GB 51323-2018-T：核电厂建构筑物维护及可靠性鉴定标准（无水印，带书签）

7.1.1本条规定了单个构件的鉴定评级应包括对其安全性等级 和使用性等级的评定，以及需要时的可靠性等级由此进行综合评 定的原则。对于一般工业建构筑物，其构件的可靠性评级一般以 安全性为主，但考虑到核安全相关建构筑物使用功能的重要性，在 进行可靠性评级时，对于安全性和正常使用性同等重视，取其中较 低等级确定或调整构件的可靠性。

7.1.1本条规定了单个构件的鉴定评级应包括对其安全

7.1.2本条给出了评定构件安全性等级和使用性等级的三个原 则性规定。其中，构件的承载能力项目、裂缝和变形等项目的校 核，系采用规范规定的方法，通过作用效应分析和抗力分析确定。

7.1.2本条给出了评定构件安全性等级和使用性等级的三个原

2.2在承载能力评定项自中GB 50964-2014 小型水电站运行维护技术规范，由于过觉的裂缝、过度的变形 的缺陷损伤及腐蚀会降低构件的承载能力，因而在承载能力 及评定中，应考虑其影响

7.2.3可靠性鉴定中包含结构抗震

中，应包含对结构抗震构造相关要求的评定。混凝土构件的 要求一般包括最小配筋率、最小配箍率、最低强度等级及箍能 等，应按照本条的相关规定进行评定

距等，应按照本条的相关规定进行评定。 7.2.5本条参考了《工业建筑可靠性鉴定标准》GB50144中对混 疑土构件裂缝宽度评定等级的规定及《混凝土结构耐久性设计规 范》GB/T50476中对裂缝宽度的限值要求，并根据核电厂建构筑 物所处环境特点进行了修改。

7.2.5、7.2.6按照本标准3.3.1条的规定确定相关评级标准

7. 2. 7、7. 2. 8

土结构实际经验，参考《工业建筑可靠性鉴定标准》GB50144的相 关规定制定的

7.2.10承重构件的钢材符合建造当年钢结构设计规范和相应产 品标准的要求时，说明材料选用和产品质量是合格的。即使不符 合现行标准规范的要求，考虑到结构已使用多年，在构件使用条件 不发生恋化时认为材料具可靠的

7.2.10承重构件的钢材符合建造当年钢结构设计规范和相应产

7.2.12本条是总结核电厂安全相关混凝土结构实际经验，参考

构件变形影响正常使用性，主要是指可能导致设备不能正常 运行、非结构构件受损或让人感觉不适等。由于对正常使用性的 影响程度很难定量评估，现行国家标准《钢结构设计标准》 GB50017着重提出，对构件变形的要求，在有实践经验或者有特 殊要求时，可根据不影响正常使用和观感的原则进行适当调整。 所以评定既有构件对正常使用性的影响时，应特别注意评估是否 已有变形是否确实影响正常使用，如果不影响正常使用，即使超出 规范标准给出的容许值，仍可评为b级。 7.2.15钢结构的偏差具体所指项目可参见相关施工验收规范和 产品标准，并按这些规范标准确定是否满足要求。应特别注意评 估是否已有偏差是否确实影响正常使用，如果不影响正常使用，即 使超出规范标准给出的容许值，仍可评为b级，

7.2.15钢结构的偏差具体所指项目可参见相关施工验收规

7.2.17与构件正常使用性有关的一般构造要求，具体是指

长细比、螺栓间距、板厚、截面尺寸等相关的要求。满足现行规范 标准时应评为a级，否则应根据实际对使用性影响评为b级或 级。

8建构筑物的综合鉴定评级

8.1.1根据核电厂建构筑物的特点，考虑到鉴定评级的

8.1.1根据核电厂建构筑物的特点，考虑到鉴定评级的可换 及评定结果能准确地反映建构筑物结构状况，本标准将结格 划分为地基基础、上部承重结构和围护结构三个结构系统。

8.1.2在实际鉴定工作中，由于鉴定自的与内容的不同，等

对于一般工业建构筑物，其结构系统的可靠性评级一般以安 全性为主，但考虑到核安全相关建构筑物使用功能的重要性，在进 行可靠性评级时，按安全性和正常使用性的较低等级确定或调整。

8.2.1本条对地基基础的安全性等级识

8.2地基基础的鉴定评级

8.2.1本条对地基基础的安全性等级评定做出规定。 1多年的实践经验表明，用地基变形观测资料和上部结构现 状情况来评定地基基础在正常使用工况下的安全性是合理、可行 的，但部分建构筑物会存在地基变形观测资料不足的情况。对于 地震作用工况、事故作用工况等结构未历经工况，则需通过承载能 力与稳定性验算来保证其安全性。 2由于大面积地面荷载、周边新建建筑以及循环工作荷载会 使深厚软弱场地上的建构筑物地基产生附加沉降，因此，在评定深 享软弱地基上的建构筑物时，需要对附加沉降产生的影响进行分 析评价。 8.2.2构件集是指同一种构件的集合，分为重要构件集和次要构

件集。地基基础构件均为重要构件。

8.2.3观测资料和理论研究表明，当地基变形量及变形

相关现行有效标准规范的要求时，从工程意义上讲可以认为地基 允降进入了稳定变形阶段，一般来说，地基不会再因后续变形产生 明显的差异沉降。但对建在深厚软弱覆盖层上的建构筑物，地基 变形的控制标准需根据建筑结构和设备对变形的敏感程度进行专 门的研究。

8.3上部承重结构的鉴定评

8.3.1过大的水平位移或振动，除了会对结构的使用性能造成影 响外，基至会对结构或构件的内力造成影响，从而影响上部结构承 载功能的最终的评定，因而当结构存在过大的变形或振动时，应当 考虑这些因素对结构安全性的影响。 8.3.2由于我国核电技术由不同国家引进，具有不同的设计标

安全性评定项目中，已包含结构抗震鉴定，故结构整体性项目 评级时，应对非抗震构造和抗震构造综合进行评定

8.4围护结构的鉴定评级

8.4.1核电厂建构筑物的围护结构系统构成复杂、种类繁多，本 着简化鉴定程序的原则，本标准根据其是否承重将围护结构系统 分为承重围护结构和非承重围护结构。 承重围护结构包括墙架（目前使用的墙架主要是钢墙架）、墙 梁、过梁和挑梁等。 围护系统中的非承重结构包括轻质墙、砌体自承重墙及自承 重的混凝土墙板等，建筑功能配件包括屋面系统、门窗、地下防水、 防护设施等。

.4.3构造连接项目包含抗震构造措施的评定

表8.4.6中各项自对建筑物使用寿命和生产的影响程度确定一个

或两个为主要项目，其余为次要项目，然后逐项进行评定；一般情 况宜将屋面系统确定为主要项目，墙体及门窗、地下防水和其他防 护设施确定为次要项目。 一般情况下，系统的使用功能等级可取主要项目的最低等级， 特殊情况下可根据次要项目实际维修量的大小进行适当调整。

9.1.1根据安全壳结构的特点，考虑到鉴定评级的可操作性及评 定结果能准确地反映安全壳结构状况，本标准将安全壳结构的可 靠性鉴定评级划分为结构系统和鉴定单元两个层次。结构系统划 分为地基基础、上部结构两个结构系统。安全壳结构作为核电厂 最重要的构筑物，在实际鉴定工作中，将各层次的鉴定评级均划分 为三个等级。由于安全壳的机构特点和重要性，鉴定评级的内容 与其他建构筑物有所不同，安全性和使用性鉴定评级的情况，应按 本标准9.2节规定进行评级；需要进行结构系统可靠性评级时，则 利用结构系统的安全性和使用性评级结果按本标准9.3节规定的 原则进行评级。 9.1.3本标准既考虑了原安全壳结构设计规范及施工标准的执

行标准，也参考了现行安全壳结构设计规范及施工标准的相关要 求，基于新旧规范提出了安全壳结构评定等级的基本规定。现行 安全壳结构设计规范、施工规范是以拟建新安全壳结构为对象编 制的，对于既有安全壳结构的鉴定应依据本标准的相关规定执行

安全壳结构系统的鉴定评级

9.2.1在进行地基基础的安全性评定时，宜首选按安全壳结构现 伏和地基变形观测资料的方法评定。当地基变形观测资料不足或 结构存在的问题怀疑是由地基基础承载力不足所致时，其等级评 定可按承载力项目进行。

时，从工程意义上讲可以认为地基沉降进入了稳定变形阶段，一般

时，从工程意义上讲可以认为地基沉降进入了稳定变形阶

来说，地基不会再因后续变形而产生明显的差异沉降。当缺少地 基变形观测资料时，可通过安全壳结构本身的现状及上部结构的 变形状况判定基础的安全性。沉降变形发展速率和沉降量的控制 标准需要根据结构和设备对变形的敏感程度进行专门研究。

9.2.7对于安全壳上部混凝土结构抗力的选取凡

构设计规范中的充许应力进行取值。在进行安全壳上部结构安全 性承载能力计算时，应根据安全壳结构中的仪表监测系统测得的 数据综合分析确定预应力损失后计算安全壳结构在设计荷载工况 乍用下的承载能力。表9.2.7中PL.min和PL.max为安全壳结构设 计时预计发生预应力损失的最大值和最小值。PL.min和PL.mx可由 设计单位提供，也可由开展可靠性鉴定单位计算确定

9.3.2安全壳结构的可靠性综合鉴定评级是在该鉴定单元结构 系统可靠性评级的基础上进行的，其中结构系统的评级结果A、 B、C三个级别分别对应鉴定单元的综合鉴定结果一、二、三的三 个级别。

9.3.2安全壳结构的可靠性综合鉴定评级是在该鉴定

本章适用于压水堆安全壳密封性能试验，对于双层安全壳本 章只适用于主安全壳（内层壳）试验，其他反应堆安全壳密封性能 试验可参照执行。 10.1.1安全壳系统重要的功能要求源于其主要的安全功能：包 容和屏蔽，即将失效后会导致不可接受的放射性物质释放的构筑 物、系统和部件与环境相互隔离并建立辐射屏蔽。因此为了在核 电厂运行状态和事故工况下作为辐射屏障实现包容放射性物质的 功能，安全壳系统应具有足够的密封性

0.2安全壳密封性能评定准！

封性试验验收准则是为了证实安全壳作为压力边界的密封 否合格，而制定的标准，

作为安全功能重要指标的安全壳泄漏率应为定量测量而非定 性测量，但密封性能不是一个纯粹的定量化过程，应最大限度地利 用现有的运行数据、经验和实践，对安全壳系统做出详细的安全功 能分析并确立评定标准进行等级评定。以便指导安全壳系统的正 常使用和维护，维修，保障安全壳系统的使用寿命及密封性能。 10.4.1通过大量密封性能试验数据统计分析后，确定划分UCL 的A级与B级之间的界限为0.375L，；在评定过程中以分量评定 中最低级别为最评定等级；运行前试验和定期试验均可计算安 全裕量，并可进行相邻比较。

10.4.2通过大量密封性能试验数据统计分析后,确定划分局

试验（B类试验）的A级与B级之间的界限为0.05L，划分局部 式验（C类试验）的A级与B级之间的界限为0.25L：在评定过 程中以分量评定中最低级别为最终评定等级；通过大量密封性试 验经验总结，安全壳局部泄漏率可达到远低于A级最高界限值的 水平，可采取适当措施，实现可合理达到尽量低的水平。

根据《核电安全许可证件的甲请和颁发》HAF001/01，《核 电厂运行许可证》的有效期限一般为设计寿期，通过“不可更换设 备”的实际运行寿命评估和老化管理，以及可更换设备的必要维修 或更换，核电厂的“实际寿期”可以超过理论上的“设计寿期”。所 以从本质上说，《核电厂运行许可证》有效期限的延续并不是一种 延寿运行”，而是在核电厂具有可接受的技术性能和安全水平条 件下的“实际寿期”内运行行为。 与《核电厂运行许可证》的颁发一样，《核电厂运行许可证》有 限期限的延续需要经过大量复杂的安全审评工作，依据《中华人民 共和国行政许可法》，核电厂营运单位在申请《核电厂运行许可证） 有效期限延续时，应至少在《核电厂运行许可证》有效期限到期的 5年前向国家核安全局提交《核电厂运行许可证》有限期限延续甲 请，并同时提交有关安全论证的文件

11.2延寿评估的结构分析与校核

11.3老化管理审查和时限老化分析

1.3老化管理审查和时限老化分析

11.3.1核电厂营运单位在申请《核电厂运行许可证》有效期限延 续时需提交《核电厂运行许可证有效期限延续安全评估报告》，安 全评估报告需涵盖老化管理审查范围的构筑物和部件，并描述老 化审查所使用的方法、证明老化效应得到了合理控制，在申请的许 可证延续期内构筑物、系统和部件能够执行预定功能，并在后续的

运行期间处于安全可接受的水平。同时列出时限老化分析清单， 并通过时限老化分析确保延寿期内安全运行。 国际原子能机构IGALL报告中时限老化分析项自，除混凝 土安全壳预应力时限老化分析外，还包含基础沉降时限老化分析， 由于我国核电站均坐落在岩石地基上，故不需进行基础沉降时限 老化分析，如后期有核电厂坐落于非基岩地基的情况，则还需开展 基础沉降时限老化分析。技术条件充许时，应考虑抗力随时间的 变化情况而对所有核电厂建构筑物开展时限老化分析。 11.3.3本条对需做时限老化分析的建构筑物的分析与评估做出

1时限老化分析（以下称TLAA）在延寿期内有效性验证。 TLAA基于当前运行期限（例如40年）所做的分析和计算方 法对于延寿运行期限并不实用，在有些情况下，原分析为解决电厂 在运行期内遇到的新问题而做的工作，可作为证实TLAAS分析 在延寿期内保持有效性的依据。此外，一个构筑物或部件可能有 至少40年的合格使用寿命，如果通过详细审查该分析能证明其在 延寿期内是有效的，则不需要进行重新分析。 TLAA在延寿期内的有效性验证方法如下：TLAA应描述分 析的目标、相关条件和采取的假设、验收准则、需进行管理的老化 效应和预期功能等。TLAA应证明：（1）分析中应用的条件和假 没已经考虑了延寿期内需进行管理的老化效应：（2）验收准则可以 为维持延寿期内的预期功能提供合理的保证。 司时，电广任何活动和相关的执行计划应与TLAA形成的文 牛保持一致。 2验证TLAA能涵盖至延寿期末。 当前的TLAA分析可能在延寿期内不是有效的：但是也许口 以通过分析TLAA中采取的保守条件和简化假设来重新评价 TLAA，以得出现有的TLAA分析评价结果可涵盖至延寿期末。 例如，综合分析已有的TLAA采取的过度保守假设条件，并采用

更加先进的分析技术手段来验证现有的TLAA可涵盖至延寿期 末，同时，还可以按照60年的寿命进行全面的分析来满足此项条 款要求。 3证明老化效应在延寿期内可以得到有效管理。 电厂应确定与TLAA相关的所有构筑物和部件。TLAA应 详细描述分析的自目标、相关条件和假设、验收准则、需进行管理的 老化效应和预期功能等。 为了证明在延寿期内，老化效应对执行预期功能的影响能得 到有效的控制。需要做如下论证： 第一步，明确构筑物、部件或物项组如何执行其预定功能； 第二步，识别需要进行管理的老化效应； 第三步，识别适用的电厂大纲并对其管理老化效应的有效性 进行审查。 对以上三步的结果进行汇总，并以此为基础确认现有的大纲 或程序是否能对构筑物或部件的老化效应进行有效管理，从而保 障电厂在延寿运行期间的预定功能满足当前安全基准的要求，如 果这些大纲存在不足，则需要对管理活动进行补充。 此外，TLAA中老化效应的监测分析需要通过检查来实现

附录A核电厂建构筑物抗震裕度评估

A.1.1核电厂超设计基准地震影响评价，自前国际上比较常用

表3抗震裕度评价方法与地震概率安全评价方法的差别

A.2抗震裕度评价方法（成功路径法）

A.2.1抗震裕度评价团队应是一个多学科的团队，它由在各自 领域得到认可的具备技术能力的系统工程师、运行人员和地震工 程师构成。系统工程师主要负责确定达到核电厂未状态所必需的 前沿系统和支持系统。在地震工程师的协助下，系统和运行人员 确定安全停堆的备选方案，并选择最终所倾向的安全停堆路径（和 一个备用的路径，如果要求的话）。地震工程师对选定构筑物、系 统和部件的坚固性和核电厂内的薄弱环节进行筛选，并计算那些 安全停堆路径上的构筑物的低失效概率高置信度值。一个典型的 评价团队由3～5名成员构成。 资料收集主要包括以下几个部分： （1）厂址安全分析报告和抗震危害性分析报告：了解所要评价 的机组所在厂址的地震水平； （2）初步安全分析报告（PSAR）/最终安全分析报告（FSAR） 3.7~3.8节：了解核电厂建构筑物抗震设计原则和抗震设计 信息； （3）与安全相关构筑物设计采用的标准和程序：了解构筑物设 计准则以及抗震相关的要求； （4）设计地面响应谱、楼层响应谱、安全相关构筑物的详细模

A.2.2确定在假定核电厂经历安全复核地震动时应确

安全功能。应确保的这些安全功能，包括一系列相应的待 定构筑物、系统和部件在内，被定义为成功路径。对于核电

功路径定义为地震发生后使核电厂安全停堆（热停堆或冷停堆）并 保持这种状态。 地震时核电厂的初始条件，比如假设受地震共因的影响失去 一外电源且厂内常规电源（如来自另外一个核电机组或者厂址常 规电厂）不可用。对用于缓解地震引发核电厂事故（如失去厂外电 源或发生安全壳内小破口事故）的系统的要求。如果采用某种方 法能证明某条成功路径可缓解小破口事故，则可用其替代安全壳 内所有小管线的评价。

型丁天国 HCLPF计算一般采用FA方法。FA方法能够发掘出设计中的 各种保守性，计算出相对真实的HCLPF结果。 在FA方法中，抗震能力概率曲线一般用地震峰值加速度作 为参数。因为分析中有很多不确定因素，结构的抗震能力概率数 据可以由很多抗震能力概率曲线来表示，但是这些不确定因素的 概率和为1。 为了表示这些不确定因素的各个抗震能力概率曲线，可以用 中值地面加速度A.和两个随机参数e.和e.表示，表示公式如下：

式中：er 地震中值得随机分布度； e.一一地震中值得不确定度。 在模型中认为e.和eu均为随机正态分布参数。其随机分布 参数可以分别用对应的对数参数β、βu表示。 当只考虑中值分布的随机性的时候，对于给定的地震峰值加 速度α，部件的随机失效函数可以用下式表示：

In(a/Am） fo= 3.

是标准高斯积分函数，和α之间的关系为中值抗震能力概率 曲线。若令β=0.25，Am=0.87g，若中值PGA的失效概率为 5%和95%之间，则部件的地震加速度承载能力范围为 0.58g~1.31g。 当考感到模型的不确定度β.的时候，抗震能力概率能力变成 个不确定值。在每一个地震加速度值下，抗震能力概率能力变 成一个概率分布函数。定义f为失效概率，则：

中：Q 一 在给定峰值加速度α的情况下，失效概率于小于f 概率。

在FA方法中认为设备的HCLPF值为置信度为95%，失效 概率为5%时候，对应的抗震能力概率曲线上的点的地震值。这 时候HCLPF的值可以用下式来表示：

SMA评估安全停堆设备的抗震能力，用HCLPF来表征，是 指SSC在置信度为95%，失效概率为5%下的峰值加速度值。将 SSC的主要失效模式的HCLPF值与安全复核地震（SME）对比， 若HCLPF值小于SME，即认为该SSC是SMA中识别的抗震薄 弱环节。

A.2.7备选元余成功路径是

行审查和评价，并采用与评价核电厂安全停堆状态的成功路径和 氏失效概率高置信度相同的方法。安全壳系统的现场巡查可以与 其他系统的现场巡查同时进行，也可安排分开进行，所采用方式的 洗取取决手系统的可达性。某些物项如贯穿件、设备闸门与人员 用门和构筑物与安全壳系统之间的碰撞等均应进行审查。应给出 低失效概率高置信度值，并对安全壳的抗震能力形成书面文件。

1.3.2风险量化，即对地震的风险进行积分。积分下限可以定 义为略低于核电厂设计时采用的水平，如果能对选定构筑物、系统 和部件采用破坏性方法证明对核电厂风险的贡献可能来源于更低 水平地震，则积分下限应采用略低于该更低水平的地震。 不同地震例如近震与远震、不同震级的地震、不同震源类型的 也震、不同区域的地震。

A.3.3地震风险被定义为以置信区间给出点估计值和概率分布

A.4.1现场巡查可适用于多个自的，比如即时数据的收集和确 认；基于工程判断按高能力筛选出构筑物、系统和部件的验证；对 抗震裕度评价安全停堆路径选择的验证；构筑物、系统和部件在核 电厂内薄弱环节的评价，特别是抗震系统相互作用（碰撞、跌落、喷 淋、水淹）的问题；对核电厂其他内部灾害如与临时设备相关的灾 害的确认：对减少那些显而易见的薄弱环节包括相互作用影响所

应该进行的“简单修补”的确认。现场巡查还应用来考虑那些与停 堆模式相关的停运配置。

（1）对核电厂的熟悉； （2）经系统分析确定的所选构筑物、系统和部件的审查；对物 项进行初步分组并为能力评价规定合适的详细程度；与系统分析 人员确认清单的完整性： （3）根据物项的抗震能力大小进行物项的首次筛选： （4）收集选定构筑物、系统和部件的数据库，包括名称、部件类 型、制造商、尺寸、锚固支撑、设计条件、功能、具体位置以及构筑 物、系统和部件任何其他需要的相关信息，即所有在办公室即可得 到的信息。比较典型的这类数据包括一个总的清单（选定构筑物 系统和部件的）和被称为“抗震安全评价工作单”的单独信息包 这份不完整的数据清单，将会通过厂内评价和低失效概率高置信 度值计算或者项自完成的易损性函数的方式补充完成； （5）确定进场的相关要求，如培训、陪同、设备维修等的相关 要求； （6）为选定构筑物、系统和部件准备一份初步的现场查 计划。 对于选定构筑物、系统和部件的初步现场巡查，对可达的选定 构筑物、系统和部件应进行自视检查。初步现场巡查应包括： （1）对选定构筑物、系统和部件每一物项的位置和可达性进行 确认；对运行和维修时进入特殊部件（如打开电气设备以验证设备 支撑和所有锚固）的支持需求进行确认；尽可能地完成抗震安全评 价工作单和数据单； （2）确定部件的分组，可以评价该组的一个包络性样本（如电 动控制阀门来代表本组； （3）对办公室内完成的坚固性筛选进行核实；对抗震系统相互 作用是否削弱部件执行其指定功能进行核实：

（3）那些没有合适支撑或锚固的管道系统或安全壳失效可能 导致的喷淋和水淹。对选定构筑物、系统和部件，意外喷淋危险最 常来源于消防的湿管道系统。喷洒器喷头的碰撞和断裂或者泄漏 是最常见的喷淋源。如果喷淋源可能喷淋到对水喷淋敏感的设 备，那么应该对该喷淋源进行小的修改，通常增加支撑以减少变形 和碰撞或者应力。大的容器可能成为潜在水淹源。如果水淹源可 能失效，现场巡查团队应在核电厂员工的协助下，考虑流体流经路 经及流体通过渗透、排水沟的扩散等，以评价潜在的后果。 作为抗震安全评价程序的关键活动之一，现场巡香应按下面 要求准确地记录： （1）现场巡查总报告可以总结系统范围的问题（如果有的话） 对现场巡查情况做一个总体说明； （2）应给出一个带有选定构筑物、系统和部件相关数据的总结 清单； （3）如果是最详细水平，应给出所选定构筑物、系统和部件清 单上每一物项的现场巡查包。现场巡查包包括一个总结单和备用 言息（如现场巡查记录、照片、图纸、计算）。这些包应供同行评议 团队使用。现场巡查包还可以包括低失效概率高置信度值或者易 损性函数计算。但低失效概率高置信度值或者易损性函数的计算 包可能分开单独记录，它们可以在现场巡查包之间交叉参考。

A.4.3对通常用于核电厂的剪力墙结构，剪力墙的每一高度上

应根据建筑物和结构的功能与破坏模式，来确定为得到抗震 向应最佳估计的评价程序。应选取响应计算的程序，如比例缩放 或者分析（线性、等效线性或者非线性等）。现有建筑物和结构的 动态试验（采用环境振动、冲击和/或脉冲载荷、动态机械激振器 等）可以为描述其参数化动态特性及估计其弹性响应提供有用的 即时数据。

A.4.4设备与建筑物的接口由锚固件（例如预理板和构

接、锚固螺栓）构成，它们将设备与结构自身的子结构连接起来。 应考虑地震期间支撑子结构的可预期行为，如混凝土开裂，这可能 大幅降低锚固膨胀螺栓的能力。

区域进行而不是逐条单独管线进行。抗震能力分析工程师应排查 诸如过载的电缆桥架以及系统相互作用造成的危害等这类情况。

A.4.6该审查应由一个团队来完成，该团队由地震工程！

工程师组成，特别是曾经参与过火灾风险分析评价的专家。审查 应主要通过注重区域审查的核电广现场巡查进行，即对成功路径 或者地震概率安全评价重要的装有设备的防火区或防火小区内的 火源和易燃物进行审查。火源是指那些由地震振动可能引发着火 的物项。在着火发生的区域和毗邻地区，对易燃物的审查应当从 俏防及由于防火边界丧失导致可能的火灾曼延等方面进行。对成 功路径选定（对抗震裕度评价）和风险值（对地震概率安全评价）的 潜在影响，应合并到评价中，并应形成充分的文件记录。 已有的地震经验证明，各种各样盛装流体的部件结构易受到 地震引发振动的破环。这些例子中包括没有固的容器、非延性 管道、管道系统（消防系统）的接头和喷淋系统的喷头。在评价选 定构筑物、系统和部件清单上的物项时，是否需要审查当地的喷淋 源或水源。现场巡查应涵盖厂房和厂区的所有区域，并评价其 他水源项，例如乏燃料水池中水的晃动、位于厂房较高层的水池 失效使水流穿过楼板渗入下层以及厂区水池失效使水流灌入厂房 的地下室。更进一步的评价应涵盖消防系统的误动。应在评价中 考虑对选定的成功路径（对抗震裕度评价）和风险值（对地震概率 安全评价）的潜在影响。 应考虑海啸对滨海核电厂安全功能的影响，如布置在较低位 置设备（比如海水泵）的故障

降、承载能力的丧失、液化）和结构的失效模式（即结构的

附录B预应力混凝土安全壳结构压力试验

B.2安全壳结构检查项目

B.2.3本条主要是指对设置有灌油（蜡）监测钢束的安全壳结构 进行预应力监测数据测读

B.2.3本条主要是指对设置有灌油（蜡）监测钢束的安全壳结构

T／CECS94-2019 建筑排水内螺旋管道工程技术规程及条文说明B.3安全壳结构检查技术要求

B.3.5每个观测区内可去除表面装饰层。在压力试验前、试验 中、试验后对混凝土外表面状态进行检查，绘出宽度超过0.25mm 和长度超过150mm的裂缝

4.1本条同ACI359要求，也是核电实际检测经验的总 天试验压力是指压力试验中的峰值压力荷载。整体变形测量

最大试验压力是指压力试验中的峰值压力荷载。整体

大值是指峰值试验压力作用下所有底板、简身和顶变形测点中 变形测量的最大值。整体变形理论值是指安全壳结构在峰值试验 峰值压力荷载作用下变形响应的计算值。 B.4.2本条中0.25mm为本附录B.3.1条中系统充许最大测量 吴差。同时现场加压试验宜在20C土10℃气温环境下进行，如试 验期间温度波动明显，应在进行可靠的温度影响补偿、修正后再开 展变形残余值分析评估工作

附录C安全壳密封性试验补充要求

我国在役、在建的核电原型堆设计所采用的标准主要为中国 美国、法国和加拿大等SL 34-2013 水文站网规划技术导则，这些国家均采用绝对压力法并利用质量点 法进行泄漏率计算。仅在线性回归方面有所差别，分为两类：一类 为中国、美国和加拿大所采用质量点回归计算；另一类为法国所采 用质量的分量（空气绝压、水蒸气分压和绝对温度）分别回归后合 并计算。因为此两类方法计算值极为相近，差别不足验收准则 0.75La）的方分之一，所以此标准统一采用NB/T20018方法进 行安全壳泄漏率计算。