我國核電廠抗震設計反應譜和RG 1. 60設計反應譜的比較分析

李 亮，楊 宇，趙 雷，詹佳碩，覃 鋒，路 雨，*

（1.環境保護部核與輻射安全中心，北京 100082；2.中廣核工程有限公司，深圳 518000）

?

我國核電廠抗震設計反應譜和RG 1. 60設計反應譜的比較分析

李 亮1，楊 宇1，趙 雷1，詹佳碩1，覃 鋒2，路 雨1，*

（1.環境保護部核與輻射安全中心，北京 100082；2.中廣核工程有限公司，深圳 518000）

摘要：設計反應譜對評價核電廠在地震作用下的安全性極為重要。本文從統計核電廠抗震設計標準反應譜時選取的強震數據及統計方法兩個方面，分析比較了美國RG 1. 60設計反應譜和我國核電廠抗震設計規范反應譜的異同。通過對比分析，深入理解核電廠抗震設計反應譜的提出需考慮的關鍵因素，為核電廠抗震設計和審評工作提供參考。

關鍵詞：核電廠抗震設計反應譜；RG 1. 60設計反應譜；強震數據；統計方法

隨著我國核電建設的快速發展，核電廠抗震安全受到廣泛關注。核電廠抗震設計反應譜對評價其地震安全極為重要。為保證核電廠的抗震設計安全，正確理解核電廠抗震設計反應譜是對核電廠抗震設計及審評人員的基本要求。美國RG1. 60設計反應譜是世界上最早的核電廠抗震設計反應譜之一。該設計反應譜對多個國家的核電廠抗震設計規范影響較大，如中國、法國等，國際原子能機構對核電廠抗震設計的規定也參考了RG 1. 60設計反應譜［1］。我國已建核電廠的抗震設計中，大多都考慮了美國RG 1. 60設計反應譜［2］。在早期M310機組設計中，安全相關的“翻版設計”子項，采用與參考核電廠相同的反應譜，即RG 1. 60設計反應譜［3］。AP1000核電廠的設計反應譜提高了RG 1. 60設計反應譜的高頻部分，以反映美國潛在廠址（主要是美國東部）的特征［4，5］。

本文主要從統計核電廠抗震設計標準反應譜時選取的強震數據及統計方法兩個方面，對比分析了美國RG 1. 60設計反應譜和我國核電廠抗震規范（GB 50267 -97）的設計反應譜（以下簡稱“GB設計反應譜”）。通過對比分析，深入理解核電廠抗震設計反應譜的提出需考慮的關鍵因素，為核電廠抗震設計和審評工作提供參考。

1 反應譜的基本概念

1. 1 反應譜的定義

反應譜是指單質點體系地震最大反應與結構自振周期之間的關系［6］。從反應譜的基本概念來看，影響反應譜的因素主要是阻尼和地震動等，影響地震動的因素也會影響反應譜，如場地條件、震中距、震級等。因此，在分析各反應譜時也著重從以下這幾個方面進行考慮。

1. 2 地震反應譜與設計反應譜的區別

地震反應譜是針對具體地震記錄的反應譜［6］。設計反應譜是對設計地震力的一種規定，并不反映一次具體的地震動過程的特性，而是從工程設計的角度在總體上把握地震動特性［6］。可以是統計平均，也可以是嚴格概率意義上的把握，因此不受某次地震的大小、遠近的影響。表征核設施的抗震能力通常使用設計地震反應譜［7］。本文所分析的反應譜均為設計反應譜，也就是說文中的反應譜不是一次地震的反應譜。

2 RG 1. 60設計反應譜與GB設計反應譜

2. 1 RG 1. 60設計反應譜

世界上很多國家都制定了專門的核電廠抗震設計反應譜，如美國、日本、中國、加拿大等。1973年的美國的核管會制定的Regulatory Guide1. 60（簡稱RG 1. 60）是最早的核電抗震設計反應譜之一，很多國家的核電廠抗震設計反應譜都受到它的影響，該反應譜［8，9］是綜合考慮了兩個獨立研究團隊的成果。RG 1. 60設計反應譜在不同頻段分別采用加速度、位移兩種放大系數，但沒有考慮場地對反應譜的影響。本文選擇了阻尼比2%和5%兩種情況下的RG 1. 60設計反應譜的控制點頻率和放大系數見表1、表2。對應的設計反應譜曲線如圖1、圖2所示。

表1 RG1. 60設計反應譜水平向的控制點頻率和放大系數Table1 Frequencies of the control point and amplification factor of RG 1. 60 at the horizontal

表2 RG1. 60設計反應譜豎直向的控制點頻率和放大系數Table 2 Frequencies of the control point and amplification factor of RG 1. 60 at the vertical

圖1 水平向RG 1. 60設計反應譜Fig. 1 Horizontal spectra of RG 1. 60

圖2 豎直向RG 1. 60設計反應譜Fig. 2 Vertical spectra of RG 1. 60

2. 2 GB設計反應譜

我國的《核電廠抗震設計規范》（GB 50267 -97）采納了中國地震局工程力學研究所郭玉學等人的研究成果［10 -13］，給出了基巖和硬土兩類場地的標準反應譜，阻尼比2%和5%兩種情況下，核電廠抗震反應譜的控制點頻率和放大系數見表3 -表6、如圖3 -圖6所示。該標準反應譜主要是采用了部分國內記錄和部分美國西部地震記錄，這些記錄大多來自于5級至7級的地震。

表3 GB50267 -97基巖場地水平向標準反應譜控制點周期及其譜值Table 3 Periods and amplification factors corresponding to the control points of the GB50267 -97 horizontal spectra for bedrock site

表4 GB50267 -97基巖場地豎直向標準反應譜控制點周期及其譜值Table 4 Periods and amplification factors corresponding to the control points of the GB50267 -97 vertical spectra for bedrock site

圖3 基巖水平向GB50267 -97設計反應譜Fig. 3 Horizontal spectra of GB50267 -97 for bedrock site

圖4 基巖豎直向GB50267 -97設計反應譜Fig. 4 Vertical spectra of GB50267 -97 for bedrock site

表5 GB50267 -97硬土場地水平向標準反應譜控制點周期及其譜值Table 5 Periods and amplification factors corresponding to the control points of the GB50267 -97 horizontal spectra for hard soil site

3 RG 1. 60設計反應譜與GB設計反應譜的比較分析

3. 1 強震數據基礎

正如前文所述，反應譜受場地條件、震中距、震級等多種因素影響。因此，本文從統計標準反應譜時所選取的強震數據的角度出發，來比較分析兩種設計反應譜的差別。

表6 GB50267 -97硬土巖場地豎直向標準反應譜控制點周期及其譜值Table 6 Periods and amplification factors corresponding to the control points of the GB50267 -97 vertical spectra for hard soil site

圖5 硬土水平向GB50267 -97設計反應譜Fig. 5 Horizontal spectra of GB50267 -97 for bedrock site

圖6 硬土豎直向GB50267 -97設計反應譜Fig. 6 Vertical spectra of GB50267 -97 for bedrock site

從上圖7、8可以看出GB設計反應譜在短周期0. 03 s -0. 1 s無論是硬土還是基巖場地反應譜均比美國高，而大于0. 2 s尤其是豎向反應譜比美國的低，出現這種情況可能與在擬合GB設計反應譜時采用了很多震級較小的地震記錄有關。

同時，通過調研發現日本核電廠抗震設計反應譜（大崎譜）［14］區分考慮了不同震級、震中距（見表7）。RG 1. 60設計反應譜、GB設計反應譜，在選取強震數據時考慮了不同震級、震中距的影響，在標準反應譜中沒有像“大崎譜”一樣區分不同震級、震中距，正如前文所述“影響地震動的因素也會影響反應譜”，筆者認為在選擇擬合標準設計反應譜的強震數據時，應盡量來自不同震級、不同震中距的地震。這也可以解釋為何RG 1. 60設計反應譜轉化為AP1000標準設計反應譜時，適當調高了高頻部分的譜值，就是考慮美國東部潛在廠址的地震動特性。

圖7 GB設計反應譜與RG1. 60譜水平向比較Fig. 7 Spectra of the GB50267 -97 design spectra compared with RG 1. 60 at the horizontal

圖8 GB設計反應譜與RG1. 60譜豎向比較Fig. 8 Spectra of the GB50267 -97 design spectra compared with RG 1. 60 at the vertical

表7 大崎譜各控制點的坐標Table 7 Coordinates of the control point of JEAG 4601 -1987

3. 2 統計標準反應譜方法

從表1 -2可以看出RG 1. 60設計反應譜是放大系數譜。其采用兩個標準化參數——加速度放大系數和位移放大系數，并且其是按照固定比例取值，通過控制點的放大系數乘以加速度放大系數或位移放大系數得到控制點的加速度譜值或位移譜值。也就是說，RG 1. 60設計反應譜在短周期段主要考慮了加速度的影響，在長周期段則主要考慮了位移的影響。

GB設計反應譜統計標準反應譜的方法首先將地震記錄都放縮到PGA為1. 0 g，然后統計這些放縮后地震動的偽速度反應譜得到設計反應譜［15］。GB設計反應譜分為加速度和速度控制段［13］，按最小二乘法擬合標準反應譜。國內外很多研究表明：位移和震害關系密切，如郝敏和謝禮立等人［16］分析集集地震的震害情況。另外，可以看到表7中日本核電廠抗震設計反應譜是以速度峰值體作為標定參數的。

RG 1. 60設計反應譜以加速度和位移為統計標準反應譜的標定參數，主要考慮了加速度和位移的影響。GB設計反應譜分為加速度和速度控制段。筆者認為應綜合考慮不同周期段受不同參數的影響，在統計標準反應譜時，考慮加速度、位移、速度這三個參數是比較合理的。在短周期段主要考慮加速度的影響、在中長周期段主要考慮速度的影響、在長周期段則主要考慮位移的影響。

4 關于核電廠抗震反應譜的討論

鑒于以上的比較分析，筆者認為核電廠抗震設計反應譜應從以下兩點進行深入考慮。

第一，在選取統計標準反應譜的強震數據時，為了盡可能滿足本地區的抗震設計要求，應盡量選用本國、本地區的強震數據，同時應盡量選取不同震級、不同震中距的強震數據。

第二，設計反應譜在不同的周期段受不同的參數的影響也不盡相同。在統計標準反應譜方法上，應考慮不同周期段采用不同的參數。

參考文獻

［1］Jacques Betbeder-Matibet. Seismic Engineering Wiley - ISTE ［R］. 2008：900 -906.

［2］潘蓉.核設施的設計地震反應譜［J］.原子能科學技術，2008（42）：622 -629.

［3］侯春林，李小軍，潘蓉，等.不同法規關于核動力廠豎向地震動要求的分析［J］.核安全，2015（14）：50 -56.

［4］李忠誠，楊孟嘉. AP1000分析與設計特點［J］.世界地震工程，2008，24（3）：137 -142.

［5］侯春林，李小軍，潘蓉，等. AP1000設計地震反應譜在具體廠址評價中的應用［J］.原子能科學技術，2013（47）：1196 -1205.

［6］李杰.幾類反應譜的概念差異及其意義［J］.世界地震工程，1993（4）：9 -14.

［7］孫造占，黃炳臣.核安全審評中的豎向地震反應譜［J］.核安全，2011（4）：12 -17.

［8］Newmark N M，Blume J A，Kapur K K. Seismic design spectra for nuclear power plant［J］. Journal of the Power Division，Vol. 99，No. 2，November 1973，pp. 287 -303.

［9］Mohraz B，Hall W J，Newmark N M. A Study of Vertical and Horizontal Earthquake spectra［R］. Nathan M Newmark Consulting Engineering Services，Urbana，Ill. USAEC Contract No. AT（49 -5）-2667，1972.

［10］郭玉學，王國新.華北地區地震動參數的確定方法（上）［J］.世界地震工程，1989（3）：13 -17.

［11］郭玉學，王國新.華北地區地震動參數的確定方法（下）［J］.世界地震工程1989（4）：26 -34，43.

［12］郭玉學，王國新.華北地區基巖場地水平加速度衰減關系［J］.地震工程與工程振動，1997，10（1）：41 -49.

［13］郭玉學，王治山.中國核電廠抗震設計用標準反應譜［J］.世界地震工程，1993（2）：31 -36.

［14］日本電氣協會. JEAG 4601 -1987，原子力発電所耐震設計技術指針Technical Guidelines for Aseismic Design of Nuclear Power Plants［S］.日本電気協會，1987：56 -65.

［15］覃鋒.核電廠抗震設計譜研究［D］.哈爾濱：中國地震局工程力學研究所，2011.

［16］郝敏，謝禮立，李偉.集集地震動看建筑物的震害與震動參數的關系［J］.地震工程與工程振動，2005，25（6）：12 -15.

The Comparison Between Seismic Design Spectra of NNPs in China and the RG 1. 60 Spectra in USA

LI Liang1，Yang Yu1，ZHAN Jiashuo1，QIN Feng2，LU Yu1，*
（1. Nuclear and Radiation Safety Center，MEP，Beijing 100082，China；2. China Nuclear Power Engineering Co.，Shenzhen 518000，China）

Abstract：Seismic design spectra are very important for defining earthquake action and evaluating the safety of nuclear power plants（NPPs）. This paper performs comparative analysis on the spectra of NPP seismic design code in China and the R. G. 1. 60 spectra in USA，in light of the statistic in strong ground motion recordings which are used to develop design spectra and the statistical methods. The result is useful to deep understand the key factors which should be taken into consideration during the determination of seismic design spectra，and could be a reference for the seismic design of NPP and relevant nuclear safety review.

Key words：seismic design spectra of NPPs，the R. G. 1. 60 spectra，strong ground motion recording，statistical method

中圖分類號：P315

文章標志碼：A

文章編號：1672-5360（2016）02-0058-06

收稿日期：2016-02-13 修回日期：2016-03-25

基金項目：環保公益性行業科研項目，項目編號 201309056，國家青年科學基金項目，項目編號 51408255

作者簡介：李亮（1986—），男，黑龍江大慶人，現主要從事核電廠與核設施安全審評工作

*通訊作者：路 雨，E-mail：luyu@ chinansc. cn