标准规范下载简介
GB 50267-2019 核电厂抗震设计标准.pdf7.5.1本条给出了抗震不利地基的改善措施。如果这些措施无 法实现，而地下结构又不可避免地通过可能产生滑坡、地裂和地质 条件复杂变化的地区，则应通过计算估计地下结构的作用效应，并 通过专门的设计改善地下结构的受力状态。由柔性材料制造的地 下管线有较强的适应地霆变形的能力
下管线有较强的适应地震变形的能力。 7.5.2地下廊道为地下线型结构物，因地基岩土的药秉和地基性 质的变化，将产生较大的轴向应力，可能导致结构受损。现浇钢筋 混凝土廊道沿长度方向设置防震缝，旨在减小廊道轴向应力。本 条对防震缝设置间距的要求参考了国家现行标准《室外给水排水
和燃气热力工程抗震设计规范》GB50032、《构筑物抗震设计规 范》GB50191和《给水排水工程埋地矩形管管道结构设计规程》 CECS145的相关规定。考虑到核电厂的特殊重要性GB／T 51376-2019 钴冶炼厂工艺设计标准，采用了略 较严格的要求。实际工程中，现浇钢筋混凝土廊道沿长度方向设 置的防震缝，兼有伸缩缝和沉降缝的功能。防震缝的设置原则 包括： （1）防震缝应设置在处于地基岩土性质突变、可能产生不均匀 沉降的两种不同地基交界处的廊道截面； （2）廊道穿越公路及其他重要交通干线和固定建筑物时，穿越 段两端应设防震缝； （3）廊道穿越可液化地基时，两道防震缝间的距离不宜天于 15m，液化场地尚需采用消除液化危害的措施； （4）廊道转折处和变截面处以及地下廊道与地上廊道或建筑 物的连接处应设防震缝。
7.5.3现浇钢筋混凝土廊道的纵向配筋一般按构造措施配
算配筋的主要控制因素是裂缝宽度。考虑到地震作用下地下廊道 轴向应力的重要性和核电厂抗震I、Ⅱ类物项的安全要求，参考国 家现行标准《混凝土结构设计规范》GB50010和《火力发电厂水工 设计规范》DL/T5339的规定，结合实际工程经验，提出了廊道中 部增加配筋和适当提高廊道纵向最小配筋率等要求。
8.1.1我国核安全导则《用于沸水堆、压水堆和压力管式反应堆 的安全功能和部件分级》HAD102/03规定了核电厂各物项的安 全分级。 本章规定适用于除管道和电缆托架等系统以外的机械、电气 设备和部件，包括核蒸汽供应系统部件、反应堆内构件、控制棒及 其执行机构、贮液容器及其他容器和泵、阀门、电动机、风机、支承 件以及电缆支架等。
其执行机构、液容器及其他容器和泵、阀1门、电动机、风机、支承 件以及电缆支架等。 8.1.2地震作用的往复变化可能引起设备的低周疲劳效应。美 国核管会《标准审查大纲》SRP规定，在核电厂寿命期内至少应假 定遭遇1次极限安全地震动和5次运行安全地震动。2007年版 SRP3.7.3提出，每次地震引起的应力循环次数应由系统时程分 析获得，或假设每次地震产生至少10次最大应力循环。法国规定 幅值为极限安全地震动1/2的地震动将发生20次，每次地震动将 引起20次应力循环；德国则认为不必考虑地震作用引起的疲劳效 应。本标准采用了适应性较厂的SRP的表述。 参照美国核管会的《标准审查大纲》和我国核安全导则《核电 广的抗震设计与鉴定》HAD102/02，规定了有关设备设计中避免 共振、能动设备在地震中或地震后应保持其功能以及支承节点的 设计和加强设备锚固的要求。 本章所述能动部件系指依靠触发、机械运动或动力源等外 部输入而动作的设备和部件，如泵、阀门、风机、继电器和晶体 管等。
8.1.2地震作用的往复变化可能引起设备的低周疲劳效应
8.2地震作用和地震作用效应
8.2.3反应谱法在本标准第3章中已有规定。本条对具有
输入运动的多支点设备和部件的反应分析做了补充规定，内容参 考了美国机械工程师协会ASMEⅢ的附录和美国核管会《标准审 查大纲》SRP的规定。
剂槽以及乏燃料存水池等。地震作用下贮液的动力效应问题 已有广泛的研究，Housner提出的基于刚性器壁的计算方法比较 简单，应用广泛。Housner假设液体是不可压缩的理想液体，并且 只考虑水平振动的影响。当一平底的盛有液体的圆柱形（或矩形） 贮器受水平加速度激励时，液体底部的部分质量W。与贮器刚性 接触、具有与器壁和贮器底部相同的加速度，这部分液体的水平惯 性作用称作脉冲压力。振动输入还将引起上部液体的振荡，这 部分质量为W，的液体的水平惯性作用产生的附加动压力称为对 流压力（或振荡压力）；对流压力还将引起液面的竖向振动、产生晃
动波高（见图4）。一动波高液面对流质量W，对流压力脉冲质量W。脉冲压力O贮液容器水平振动图4液容器中动液压效应示意图若于学者有关弹性储液器器壁振动的研究结果表明，对于薄壁储液器，Housner的方法对动液压作用估计偏低，是不安全的。故薄壁储液容器可用弹性器壁方法计算。另外，贮器中液体的晃动是一种长周期的运动，可用正弦波作为输入。8.2.6本条叙述如何用合理的方法得出设备的地震作用。在采用分析法、试验法或两者相结合的方法设计设备时，其输入运动可由反应谱、运动时程及其功率谱密度函数三者之一描述，本标准推荐采用前两种形式。支承于地面的设备可使用地震反应谱或地震动时程作为输入，支承于主结构的设备则应区别计算模型（耦联模型或非耦联模型）采用不同的输人。8.2.7楼层反应谱是设备抗震计算的依据之一，它反映了设备所在支承结构的动力特性。典型的地面建筑的楼层反应谱是窄带反应谱，具有明显的共振峰和零周期加速度（ZPA），楼层反应谱的算法见本标准第3章。本条仅补充规定了使用楼层反应谱的要求，即在设备主轴与计算楼层反应谱时所取振动方向不一致的情形下，可对楼层反应谱进行修正，修正方法只涉及坐标变换。这一方法同样适用于地震反应谱。150·
3作用效应组合和设计限值
故工况四类，设备则以A、B、C、D四级使用荷载与其对应，这 法用于美国机械工程师协会ASME规范；此外，还考虑了设计 况和试验工况。
.3.3～8.3.5各国技术标准对核电厂设计基准地震动的规定
尽相同，美国核管会曾采用两级地震动基准进行设计计算，法国和 我国的做法也基本相同，实践中发现有运行安全地震动控制设计 的现象。自前，三代非能动核电站AP1000已取消了针对运行安 全地震动进行设计的要求，仅在设备疲劳分析时取1/3极限安全 地震动考虑运行安全地震动作用下的疲劳效应。本标准仍延续两 级设计基准地震动的相关规定，以适应国内现有的核电机组设计。 对于有特定设计要求者如AP1000核电厂等，可执行其特定要求。 本章规定的地震作用效应组合包括运行安全地震动（如适用） 和极限安全地震动的作用效应与上述使用荷载的作用效应组合： 主要参考了美国机械工程师协会ASME规范第Ⅲ篇及相关系列 标准、规范，也参考了法国《压水堆核岛机械设备设计制造规则》 RCC一M以及法国90oMWe压水堆核电站系统设计的要求。 除非设备设计规格书有规定，运行安全地震作用效应需要时 可与A级或B级使用荷载作用效应进行组合，极限安全地震作用 效应应与D级使用荷载作用效应进行组合。抗震1类设备除考 虑极限安全地震作用效应外，疲劳分析时尚应考虑运行安全地震 作用效应。考虑到地震动引起失水事故荷载效应LOCA的概率
极低，极限安全地震动与失水事故同时发生的概率也极低，故采用 平方和的平方根法（SRSS)对这两种荷载作用效应进行组合。 美国和法国两国技术标准关于设计工况荷载的规定是有差异 的，美国要求设计工况荷载效应与地震作用效应进行组合，法国则 不要求与地震作用效应进行组合。 本标准有关设备抗震设计的规定中，抗震1类安全一级、二 级、三级设备以及抗震Ⅱ类设备采用的地震作用效应组合是相同 的，但满足这些要求的严格程度存在差别；对应不同安全分级的设 备，设计限值是不同的
级、三级设备以及抗震Ⅱ类设备采用的地震作用效应组合是相同 的，但满足这些要求的严格程度存在差别；对应不同安全分级的设 备，设计限值是不同的。 8.3.7本标准附录L有关设计应力强度和容许应力的规定参考 了美国机械工程师协会ASME规范第血篇；主要部件抗震设计应 满足的设计限值基本采用了美国机械工程师协会ASME规范第
8.3.7本标准附录L有关设计应力强度和容许应力的规定参考
了美国机械工程师协会ASME规范第Ⅲ篇；主要部件抗震设计应 满足的设计限值基本采用了美国机械工程师协会ASME规范第 Ⅲ篇的规定，且符合ASME相关系列标准的要求。
工艺管道9.1一般规定9.1.1本章所述内容适用于架空工艺管道的抗震设计，含管道设计的一般规定、作用效应组合、设计限值、地震反应分析及管道相关部件的强度分析。有关抗震分类、地震反应分析的一般方法和抗震验算准则按本标准第3章执行。核电厂管道抗震设计的基本步骤见图5和图6。开始是否I类管道否Ⅱ类、非核抗囊类管道是求出管道的固有周期否主周期在刚性区域否是是否有办法在经济成用楼层加速度反应谱是本、性能、空间容许确定设计用地震加范围内把主周期纳人速度刚性区否设计用水平和竖向地震加速度同时出现，用反应谱法和时程法进行分析并在不利方向组合进行分析与其他荷载效应组合是是否有强度问题改变设计1无结束图5I类管道抗震设计流程图.153:
I类、非核抗震类管道香按一一般工业管道进行是否Ⅱ类管道抗震设计是求出管道的固有周期否主周期在刚性区域否是是否有办法在经济成本、用楼层反应谱确定性能、空间容许范围内设计用地震加速度把主周期纳人刚性区香设计用水平和竖向加速度同时出现，进行分析用反应谱法或时程法进行分析与其他荷载效应组合是否有强度问题是改变设计无结束图6非I类管道抗震设计流程图9.1.2核电厂抗震I、Ⅱ类管道应能承受两个水准的地震动，即运行安全地震动和极限安全地震动。核电厂管道按其重要性进行适当的分类，除抗震分类以外，还应按其放射性的多少，执行安全功能的重要程度以及损坏后对经济和人身、环境的影响，分成核安全一级、二级、三级和非安全级。本标准中工艺管道安全等级的划分应符合国家核安全导则《用于沸水堆、压水堆和压力管式反应堆.154.
的安全功能和部件分级》HAD102/03确定的分级原则，消防管道 应符合现行国家标准《核电厂防火设计规范》GB/T22158的规 定，且与美国机械工程师协会ASME规范第Ⅲ篇的规定相适应。
9.2地震作用和地震作用效应
9.2地震作用和地震作用效应
9. 2. 4 本条根据 2007 版的美国 NRC 导则 RG 1. 61 和 ASME
9.2.5本条根据美国核管会2007版《标准审查大纲》SRP
9.2.6本条根据美国核管会2007版《标准审查大纲》SRP3.7.2
第Ⅱ节的内容给出了判断管道系统分析模型自由度数是否足够的 方法。振型曲线不光滑表明计算自由度数量不够，振型曲线光滑 也不意味计算自由度数量已足够，尚应通过计算做进一步判断
9.2.7本条给出了复杂管道系统建模时系统解耦的原则和方法， 并参考EPR核电站给出了按支承管道和被支承管道的直径或截 面模量的比值判断是否可以解耦的条件，判断方法简单易行；这里 采用的EPR核电站的规定比AP1000核电站的规定更严格，
9. 2. 8AP1000 核电站设计控制文件 Revision 18 第 3. 7. 3. 8.
和第3.7.3.8.2.2条对管道解耦后被支承管道的地震反应分析 了详细的规定。总体而言，应考虑在解耦点处支承管道或设备
楼层反应谱的放大效应，直接将楼层反应谱作为被支承管道系统 的输入不是保守的算法。 9.2.9管道系统初步设计计算时可将支架做刚性假定处理。若 支架刚度大于表2中的参考值则可认为支架刚度无限大的假定成 立；否则应在管道详细计算阶段，考虑支架刚度不满足无限大假定 的影响。 为限制管道支架承受的荷载效应，可规定支架最小刚度或支 架间的最大跨距。表2为M310核电站规定的支架最小刚度，可 供使用参考（M310与AP1000的规定有差别）。对于管道支承间 的最大跨距要求可参见法国《压水堆核岛机械设备设计制造规则》 RCC一M规范H册或美国机械工程师协会ASME规范NF册
9.2.10多支承管道系统应考虑支承点之间的位移差。AP1000 核电站设计控制文件Revision18第3.7.3.9节就此做了详细规 定，本条摘录了其中的要点。 9.2.11是否考虑偏心质量的判断标准依具体情况而定。 9.2.12本条内容是根据美国核管会《标准审查大纲》SRPSec tion3.7.2，subsectionIl.8增加的。 9.2.13本条内容是根据国际原子能委员会IAEA导则NS一G 1.6一2.32增加的。
1.6一2.34增加的。
9.2.15本条内容是根据国际原子能委员会IAEA导则NS一G 1.6一2.37增加的。当管道发生泄漏且泄漏量达到一定程度时，可 通过专设监测装置予以测量，因此，在管道裂纹扩展到临界裂纹尺 寸而突然断裂之前，可有充裕时间实现安全停堆，对泄漏管道进行 修补或更换，避免管道双端断裂的发生；这一技术称为破前泄漏 （leakbeforebreak，LBB）技术，是20世纪80年代发展的应用于 核电厂管道设计和评价的新概念。应用LBB技术，可以不考虑核 电站设计基准中管道双端断裂引起的动态效应，进而取消防甩限 位器、防冲挡板和阻尼器等，提高电厂的安全性、经济性和可靠性。
9.3作用效应组合和设计限值
9.3.7、9.3.8这两条规定参考了美国机械工程师协会20
9.3.9抗震Ⅱ类物项中管道的设计限值与1类物项中二、三级管
9.4.1约束六个自由度运动的支承，其自身失效的可能性应达到 最小，或支承部件的裂纹传播到被支承部件（如承压外壳或者主管 道）的可能性达到最小。
尼器；应采用阻尼器的实际阻尼值进行抗震设计；超裕度的抗震设 计将因约束自由位移而降低热胀载荷的设计裕量。
9.5.3本条对阻尼器力学性能参数的确定做出了规定。
1阻尼器在管道上安装时，通常要用阻尼装置组件（如阻尼 器管夹、调节杆、根部支承结构等）进行连接，类似串联弹簧。对阻 尼器刚度远小于阻尼装置组件刚度的情况，计算中可将阻尼装置 组件视为刚体；对阻尼器刚度接近或大于阻尼装置组件刚度的情 况，计算中不能忽略阻尼装置组件的刚度，需要对阻尼器和阻尼装 置组件的刚度进行比较、确定阻尼装置的组合有效刚度。 2阻尼器刚度的确定应独立于其间隙/无效行程、启动值或 锁紧后最大松弛率；必须核实阻尼器在电厂正常运行或预期瞬态 工况中可能承受的高热胀变形率不会超过阻尼器设计的锁紧 速率。
.5.4本条对阻尼器设计规格书提出了要求。
5可按美国核管会《标准审查大纲》NUREG/CR一5416推 荐的方法进行额定荷载超过22吨的大管径液压阻尼器的验证试 验和外推。 8阻尼器采购程序尚应包含要求制造商提交质量保证和控 制程序给购买者，以供审查和验收。
10地震监测与报警10.1一般规定10.1.1本条为强制性条文，必须严格执行。核电厂地震监测与报警系统示意图如图7所示。加速度传感器报警单记录器中心处理系统（决定系统触发）（决定事故报警）加速度传感器元图7核电厂地震监测与报警系统示意图核电厂设置地震监测与报警系统的主要目的为：（1）地震发生时记录核电厂自由场地震动、反应堆和其他抗震I类物项承受的地震动及地震反应，供震后对相关物项进行检查时使用；（2)分析核电厂物项的抗震性能，检验各类物项抗震设计和抗震计算方法是否适当、可靠，积累的数据和经验可供改善核电厂抗震设计使用；(3)根据地震监测数据及时发布地震报警和设备故障报警信号，前者旨在实现核电厂抗震设防目标，确保核电厂安全；后者可发现系统自身故障，及时进行维修，保障系统的有效运行。10.1.2地震监测与报警系统自身的可运行性和功能可靠性取决于系统内所有硬件设备和软件程序的合理设计和质量保障。在地震活动性较强的地区，以较低的地震动水准作为地震报警的依据可能造成较频繁的停堆，对核电厂运营带来不利影响；可取适当的运行安全地震动作为地震报警的基准。.160:
有关核电厂地震报警指标和相关软件的应用在我国尚缺乏经 验，应经充分论证后采用；目前认为，加速度峰值并不是决定报警 实施停堆的最适当的参数，因为它不包含地震动持续时间的信息， 孤立突出的单个高频加速度尖峰一般对地震反应并无决定性影 响；地震动累积绝对速度（CAV）用作报警和停堆指标可能更为 适宜。
10.2系统设备的布设
10.2.1表10.2.1规定的加速度传感器的设置位置和数量宜作 为最低要求。 《核电厂抗震设计规范》GB50267一97和美国核管会导则 RG1.12（1974ReV1）曾依极限安全地震动加速度的大小分两级 规定监测系统设备的布置，这种规定并无充分依据。美国核管会 导则RG1.12（1977ReV2）已修改了这一规定，本规范亦不再区分 极限安全地震动加速度峰值的大小进行系统设备的布设。 不依据核电厂物项上部结构布设的传感器监测数据决定触发 系统或发布报警信号，原因在于上部结构的地震动反应虽与地震 动输入相关，但两者关系的计算具有不确定性。 厂址各点地震动具有不确定性且可能存在差异，每个反应堆 的监测系统是否触发及是否实施地震报警应由该反应堆的地震监 测数据决定；考虑地震动的不确定性和降低误报警的可能，可由自 由场和安全壳底板两处的监测信号决定是否触发系统和实施 报警。 司一核电厂中设计不同的反应堆，其地震反应将有差异，故均 宜依据表10.2.1的规定设置加速度传感器；设计相同的多个反应 堆，其中一个可按表10.2.1的规定设置加速度传感器，其他反应 堆除自由场和安全壳基础底板两处外，可视需要决定是否设置加 速度传感器。多个反应堆若坐落于同一基岩地基上，可仅于一处 设置自由场加速度传感器
在满足表10.2.1有关加速度传感器布设位置和数量的基础 上，宜选择其他典型重要抗震物项增加设置加速度传感器，增设传 感器有利于震后对相关物项进行检查和检验各类物项抗震设计和 抗震计算方法。结构类型和地震反应基本相同的物项，可选择其 中之一设置加速度传感器；采用基底隔震技术的建筑物和构筑物， 应在基础、隔震层和上部结构设置加速度传感器。
地震反应是处处不同且复杂变化的，监测点必须精心选择以获取 结构抗震关键点的振动数据。监测结构地震反应的传感器应设置 于主要结构构件而不应设置于非结构构件，传感器设置方向应与 结构计算主轴一致、且宜接近构件重心，便于与计算数据进行 比较。
10. 2. 5当核电厂有多个反应堆时
时各反应堆独立设置或共用；在后者情况下，需有足够的信号通
对各反应堆独立设置或共用；在后者情况下，需有足够的
道，开其备区别各皮应堆实施报警的功能。 10.2.6报警信号传送至反应堆主控室，有助于控制人员及时接 受报警信息并迅速做出应急反应。
10.2.6报警信号传送至反应堆主控室，有助于控制人员及时接
10.3设备功能与指标
定，不低于国家强震动台网对仪器性能指标的要求，这些性能指标 是基于力平衡式加速度传感器设定的。力平衡式加速度传感器的 性能指标高于动圈式加速度传感器，更能保障信号处理的精度和 数据应用的可靠性，此外，前者的检测比后者更为方便。 10.3.2记录器即强震数据采集系统，可接收加速度传感器的信 号并向中心处理系统传输，具有触发系统的功能。 3记录器运转期间持续记录并及时删除测点非地震引起的 环境振动信号和小于触发阅值的地震动信号，只有当振动超过预 定幅值并判断是地震引起的振动时，经触发后方可记录存储完整 的地震动或地震反应时程。 6自供电能力指由专门配置的蓄电池供电，蓄电池在外部电 源断开后应能连续工作24h。 10.3.3中心处理系统由工业级计算机（含显示器和键盘）组成， 以多串口卡与记录器相连，以输入输出接口卡与报警单元连接，且 配备地震监测与报警专用软件。 4地震监测与报警系统宜有实施自身设备故障报警的能力， 即针对本系统电源失效、设备或软件故障等实施报警，该报警信号 的显示应与地震报警信号有明显区别，设备故障报警与实施停堆 无关。
10.3.2记录器即强震数据采集
103.4报者单无由干融点继电器、报音或东器和备电池组成，例 （核电厂抗震设计规范》GB50267一97中的地震开关。 考虑到在地震动强度达到运行安全地震动报警指标后，后续 地震动有可能迅即达到乃至超过极限安全地震动，故发布报警信 号后宜自动启动停堆操作程序；不采取自动停堆措施可能影响地 震应急反应的效能。自前，日本、韩国等的核电厂已采用自动停堆 技术。
附录A地基与结构的相互作用分析
A.1地基的集中参数分析模型
A,1.1、A,1.2在采用集中参数分析模型进行地基与结构相互作 用体系分析时，本节规定的地基弹簧刚度和阻尼的计算方法有非 频率相关方法和频率相关方法两种。前者与美国结构工程师协会 标准ASCE4一98一致，后者则引自法国《压水堆核岛机械设备设 计制造规则》RCC一G（86）。 在采用频率相关方法时，若需考虑基础理置效应，可就基础底 面以上的地基介质经试算确定附加的弹簧、阻尼参数
A.2地基的有限元分析模型
.2.1、A.2.2本节有关相互作用体系中地基有限元计算域、达 单条件和单元尺寸的规定，综合考虑了美国结构工程师协会标准 SCE4一98的规定和我国地基和地下工程分析设计的经验。
A.3相互作用体系的子结构分析方法
A.3.1子结构法是结构与地基相互作用体系分析常用的方法之 一，适用于频域分析和时域分析。应用中采用频域方法较多，原因 有以下两点：其一，可以方便地考虑与频率相关的地基阻抗函数， 其二，有限元分析或波动分析中的透射边界一般都是频率的函数。 但当考愿相互作用体系的非线性特性时，原则上应采用时域方法
附录B地震作用最大值的组合
B.1.1结构某一方向的总地震作用是该方向各振型地震作用的 叠加，结构各振型地震作用存在耦联，可采用完全二次方根法组合 各振型地震作用最大值。 振型叠加反应谱分析中，一般建筑物可仅考虑对结构反应起 控制作用的前若干阶振型，但是，核电厂设备往往存在大量密集的 不可忽略的高频振型，必须予以适当考虑。低频模态振动分量是 周期性的，高频模态振动既有周期性分量亦有刚性分量（分别对应 自由振动和强迫振动），在地震作用组合中应分别考虑。 考虑上述复杂影响因素的地震作用组合方法有多种，本条提 供的计算方法仅为其中较简单、且计算结果较为保守者。例如，振 型相关系数的计算采用了DerKiureghian的方法，可不涉及地震 动持续时间的取值，计算结果与采用Rosenblueth方法、且持续时 间很长时的结果一致。高频模态中周期性分量的计算采用了 Lindley一Yow方法，与Gupta方法相比更较简单，且可与计算剩 余刚性反应的静力ZPA方法相结合。 本标准并不排斥采用美国核管会NRC导则RG1.92中有关 地震作用组合的其他计算方法，也不排斥采用美国土木工程师协 会技术标准ASCE4一98中的方法，CQC方法中的计算参数可参 考美国NUREG/CR一6645采用。 B.1.2空间地震作用最大值的百分比组合方法应用广泛，采用
B.1.2空间地震作用最天值的百分比组合方法应用广泛，采用 本条提供的各分量组合系数（1.0，0.4，0.4）得出的结果是较为保 守的。
附录 D设计楼层反应谱的调整
D.0.1、D.0.2有关楼层反应谱的调整采用了美国核管会NRC 导则RG1.122和美国土木工程师协会标准ASCE4建议的方法 考虑楼层反应谱的生成涉及主结构地震反应的诸多不确定因素 故应拓宽确定性楼层反应谱的狭窄的尖峰；为避免设计过分保守， 可适当削减楼层反应谱的峰值。 D.0.4考虑生成的楼层反应谱具有诸多不确定性和保守性，且 支承结构的振动一般只能激起相应被支承结构的某一个自振频率 的共振效应，故在应用分析时可采用本条方法对楼层反应谱再做 修正。这种修正虽然具有任意性，但已广泛用于美国的核电厂抗 震设计，并纳人美国机械工程师协会ASME技术标准的附录中
附录 E基于性能的抗震安全概率评估参考方江
附录E基于性能的抗震安全概率评估参考方
于性能的抗震安全概率评
E.0.1本附录内容独立于本标准其他章节，并非进行核电厂抗 震设计的一般规定，仅供评估核电厂物项抗震能力参考。 E。0.3本条引用了美国土木工程师协会标准《核设施结构、系统 和部件的抗震设计准则》ASCE/SEI43一05的规定，其中抗震分 类1类和2类不建议用于核设施。应当注意的是，本附录中的物 项抗震分类与本标准其他章节的物项抗震分类是有区别的，不应 无分析地混用。
地基不同深度处的地震动时程和地震动参数的生成方法与 标准第4章的规定方法原则上是一致的，竖向地震动的确定应 合美国土木工程师协会标准ASCE4的要求。
E.0.8美国土木工程师协会标准《核设施结构、系统和部件的
震设计准则》ASCE/SE143一05采用了简化的基于性能的概率 计方法，对荷载组合、许用强度、许用变形、许用转角等都给出了
定性的规定。 E.0.9E.0.12这几条给出了直接采用极限状态概率方法进行 抗震能力评估时应满足的基本要求。
附录 F标准设计反应谱
附录 F标准设计反应谱
F.0.1、F.0.2本附录提供的标准设计反应谱系美国核管会导则 RG1.60反应谱，其中，加速度、速度、位移三者的反应谱均以对数 坐标标示于同一幅图中。该反应谱对应的地震动加速度峰值为 1.0g，位移峰值为91.44cm；使用时应按具体厂址的设计基准地 震动加速度峰值依比例调整。 本标准并不排斥使用其他适用的核电厂抗震设计标准反 应谱。
附录K设备抗震鉴定试验
K.1.1抗震I类设备包括所有安全一、二、三级流体承压系统机 械设备，安全级的非承压机械设备，IE级电气设备和少数虽设定 为非安全级但在地震时需执行某些安全功能的设备。 K.1.3一般来说，地震期间有能动性要求的机械设备（即抗震 （A类设备）和IE级电气设备，在第次抗震鉴定时宜采用试验方 法。某些复杂的设备很难通过分析计算方法合理、可信地验证其 抗震性能（可运行性），为验证这类设备的数学分析模型及抗震能 力，也可采用试验方法。 K.1.5设备抗震试验是设备质量鉴定的一部分。设备质量鉴定 应按老化（热老化、辐照老化、运行老化）试验、振动（必要时）和抗
应按老化（热老化、辐照老化、运行老化）试验、振动（必要时） 震试验、LOCA环境鉴定的先后次序在同一试件上进行。
K.1.7在有些情况下，使全部频率点上的试验反应谱TRS的谱
K.2激振装置及外围设备
K.2.2如果条件不充许，抗震试验时可不加温加压，但应布置足 够的测点，将地震作用下得到的试验结果提交业主做进一步评定。 可采用计算方法将温度、压力等荷载按规定的组合方法叠加，评定 计算结果是否在规定的应力限值或变形限值范围内。
1本条是对试验试件的要求。
K,3.1 本条是对试验试件的要
1模型在尽量不影响设备动态特性和试验自的的前提下，可 对原件在结构上做适当简化或采用适当代用件，但应论证其合理 性；当配置人工质量时，应使试件的质量与质量分布与原件相同或 相近；当结构简化对试验结果有明显影响时，应对结果进行修正。 2某些设备、特别是电气设备的器件（如继电器），其共振频 率与组件的共振频率不同，各器件在地震中的共振现象（如继电器 的高频颤振）不能在组件的单频拍波试验中得到反映。此时，可根 据组件试验得到器件安装部位的振动反应，再以此振动反应作为 输入，进行器件试验。注意器件安装条件必须与实际相符，试验频 率上限可超过33Hz（可能达到100Hz）。 K.3.2本条是对试件的安装方式的要求。 1～4包括安装支承处的输入荷载和加载方式在内的试验安 装、固定及加载条件应模拟真实情况，若不能模拟真实情况或当设 备支承在多个支座上且各支承点运动有很大差别时，应经论证选 取起主导作用的支承部件，使其支承安装条件和输入与实际相同； 其他支承点宜尽可能模拟支承安装条件和输入的实际情况。如有 可能，宜采用多点激振、输入对应各支承点的反应谱。 5设备的单向试验方法适用于以下任何一种情况： 设备的三向运动中，每两向运动间无耦合、或耦合很小； 一受试验条件或设备及安装条件限制、设备只能在一个方 向运动； 一一设备某一方向的输入相对其他方向大很多。 单向加载试验可就设备运动的三个方向逐次进行，但要考虑 不同方向运动间的耦合影响。单向输入可采用不同方式，包括正 弦驻波（一般为正弦三波）、正弦拍波和正弦扫描波等，试件对不同 输入波的反应不同。每拍5周的正弦拍波与正弦三波的试验结果 比较接近，但正弦扫描波的反应要比正弦拍波大，故采用正弦扫描 波时应乘以波形因子入。 考虑设备各向空间运动间的耦合，单向试验的输人加速度峰
a=apXGX入 式中：E 单向输入的加速度峰值； ap一 要求反应谱的ZPA值（接近零周期的加速度谱幅 值）； G一考虑不同方向运动耦合影响的几何因子，一般可取 1.2~1.3; 入一一波形因子，可按表3取值。
a=apXGX入 式中：ae 单向输入的加速度峰值： ap一 要求反应谱的ZPA值（接近零周期的加速度谱幅 值）； G一考虑不同方向运动耦合影响的几何因子，一般可取 1.2~1.3; 入一一波形因子，可按表3取值。
表 3 波形因子 入
以上所述的单频率振动输入，如正弦拍波等GB／T 50113-2019 滑动模板工程技术标准(完整正版，清晰无水印) ，是对真实地震动 （或结构地震反应）的一种近似模拟。实际地震动（或结构地震反应） 本是一种多频的随机运动，现用一个个单频运动逐个发生来模拟，因 此只是一种近似。只有在下列情况采用单频振动才是最合理的： ①要求的反应谱由单一频率控制，如由手结构、管道的过滤放 天作用，支承在管道上的设备即属此类。 ②设备在033Hz范围内只有一个主频，对应其他阶自振频率 的响应与之相比均很小；或这些自振频率均在33Hz以上；或在0～ 33Hz范围内有几个自振频率，但它们相隔频段较宽，相互间没有 鹅合影响。 因此，单频试验方法一般只适用于管道上安装的电气仪表或 机柜中的元器件。
以下8点要求。 （1）人工模拟时程的加速度峰值应就确定的参考点确定，参考 点为振动台台面或被试设备与激振设施的刚性连接处附近，参考 点的加速度峰值应不小于要求反应谱的零周期加速度值（ZPA）。 （2）由人工时程计算试验反应谱时，频率间隔应足够小，使得 任意减少一个计算频率引起的要求反应谱幅值变化不超过10%。 建议采用的频率间隔见本标准表3.4.1，计算一条反应谱曲线至 少应取75个频率点，实际计算时可取上百个点。另一个可接受的 方法是选择一组频率，使每个频率与它前一个频率对应的要求反 应谱幅值相差在10%以内。 （3）由人工加速度时程得到的TRS谱值低于RRS谱值的点不 得多于5个。如不满足这一要求，则每个谱值低于RRS谱值的频率 点，在它邻近的1/6倍频程处的TRS谱值应至少等于RRS谱值，且 与它邻近的1/3倍频程处的TRS谱值至少应大于1.1倍RRS谱 值。或者，当计算频率点间隔为1/6倍频程时，TRS谱值小于RRS 谱值的点，最多不应超过5个，且其间隔至少为1倍频程。 如果RRS在低频段具有相当高的加速度值，则往往超过振动 台的能力。此时可不要求低频段（一般为5Hz以下）的TRS包络 RRS，并按下列规定处理：其一，若5Hz以下没有共振现象（这在 动态特性探查试验时可以发现），则TRS应在3.5Hz以上包络 RRS，但在1Hz～3.5Hz范围内仍可维持激振；其二，若5Hz以下 有共振现象，则要求TRS在最小的自振频率的70%以上的频段 包络RRS；或采用等效激励（如正弦拍波）做试验，包络低频段 的RRS。 （4）每条人工加速度时程的总持续时间不低于30s，其中强烈 部分（幅值超过最大值的25%）的持续时间应大于15s。时程中至 少有6个峰值（正的或负的）超过其最大值的70%。 （5）由每条人工加速度时程计算出的在频率0.3Hz～24Hz范 围内的功率谱密度（PSD）曲线必须包络由要求反应谱计算出的对
应频率范围的目标功率谱密度曲线的80%，使试验中施加给试件 的能量足够大。 自标功率谱可由要求反应谱利用下式计算
表5仪控电设备和组件抗震试验通用竖直包络反应谱的特征点设计基准地震动1Hz以下4Hz15Hz35Hz35Hz以上极限安全地震动0.114m40m/s240m/s28m/s?8m/s2运行安全地震动0.057m20m/s220m/s24m/s24m/s2位移(m)100.1 0.010.00110310(s/)10极限安全地震动·运行安全地震动0.10.111035100频率(Hz)图11仪控电设备和组件抗震试验通用竖直方向反应谱GB50434-2008 开发建设项目水土流失防治标准，阻尼比5%②安装在管道上的设备或安装在机柜（台、盘、柜）中不同标高处的仪控电元器件或阀门执行机构的元器件（如继电器、开关、接插件等），可采用适用于器件的通用包络反应谱（见图12和表6，其中极限安全地震动ZPA加速度为6g）。采用正弦拍波方法进行5次运行安全地震和1次极限安全地震模拟试验。正弦拍波试验可就三个相互正交的轴线（OX、OY、OZ)分别进行。试验应在2Hz～33Hz范围的1/3倍频程处和自振频率处进行。正弦拍波的每个拍中应含12个～15个周波。各拍之间的时间间隔至少取2s。每次试验持续时间至少为15s（不含拍波之间的间歇）。试验中应对设备的功能和特征进行测量，以了解其可运行性。178.
附录L设备部件的容许应力和设计限值
安全一级部件的载荷组合和应力限