核设施选址(讲课)

,单击此处编辑母版标题样式,单击此处编辑母版文本样式,第二级,第三级,第四级,第五级,*,*,第六章、核设施选址,背景与说明,（,1,）考试大纲与本章的内容,（,2,）核电厂与核设施,（,3,）预期目标,（,4,）如何掌握（不同专业）,（,5,）关于讲课方式的考虑,1,主要内容,第一节、核电厂选址的任务,第二节、核电厂厂址选择安全规定,第三节、核电厂选址的基本程序,第四节、关于外部事件的调查与评价,第五节、影响核电厂对其所在区域产生影响的厂址特征,第六节、低、中放废物处置场选址特点与基本要求,第七节、高放废物处置库场址选择的特点与基本要求,2,第一节、核电厂选址的任务,1,、明确概念,（,1,）广义选址与一般意义上的选址。,（,2,）选址中的核安全与非核安全因素。,3,第一节、核电厂选址的任务,2,、核电厂选址基本任务,:,确定厂址与设施相互之间的适宜性。,其中厂址选择与厂址评价阶段的主要任务包括两个方面：,（,1,）从厂址安全、环境影响、以及执行应急计划可行性方面,确定厂址的适宜性；,（,2,）根据厂址及区域内外部自然和人为因素等特征，确定工程,设计基准。,对于核电厂试运行和运行阶段厂址调查评价的主要任务是：,根据与核电厂安全运行相关的厂址环境因素，对厂址环境与设施之间的适宜性进行核实。,4,第一节、核电厂选址的任务,3,、核电厂选址的目的,要保证所选厂址以及厂址与设施相互之间的适宜性，进而保护公众和环境免受放射性释放（正常运行和事故状态，包括可能导致实施应急措施的事故状态下的放射性释放）所引起的过量辐射影响。,5,第二节、核电厂厂址选择安全规定,一、核电厂选址必须考虑的基本因素与评价目标,二、核电厂选址的基本准则,三、确定外部自然事件及人为事件设计基准的准则,四、确定核电厂对区域潜在影响的准则,五、考虑人口因素和应急计划的准则,6,一、核电厂选址必须考虑的基本因素与评价目标,厂址适宜性评价取决于三方面因素：,（,1,）厂址所在区域可能发生的外部事件（自然和人为事件）,（,2,）可能影响所释放放射性物质向人体转移的厂址特征及其环境特征,（,3,）与实施应急措施相关的厂址与环境因素,如果上述三个方面的厂址评价表明，厂址通过设计措施、防护措施或管理程序仍不能补偿这些厂址缺欠，则该厂址被认为是不适宜的。,上述三个层次的评价目标，体现了,纵深防御,的核安全理念,。,7,一、核电厂选址必须考虑的基本因素与评价目标,1,、厂址所在区域可能发生的外部自然和人为事件与评价目标,（,1,）外部自然事件：地质、地震、水文、气象、土工等产生的影响；,（,2,）外部人为事件：主要包括能够产生爆炸、及相应次生灾害的固定和移动的,潜在源项，如石油和天然气储存设施爆炸、飞机撞击、轮船撞击、火灾等。,其评价目标是根据厂址所在区域可能发生的外部自然和人为事件对工程的影响，评价和确定核电厂厂址的适宜性及其设计基准，保证设施建造、运行和退役过程中的厂址安全，使设施的工程设计能够抵御来自可能发生外部事件的影响。,8,一、核电厂选址必须考虑的基本因素与评价目标,2,、影响放射性物质向人体转移的厂址特征与环境特征，及评价目标,放射性物质在大气和水体中的弥散、水土利用、人口分布等。,其评价目标是考虑到核电厂在运行和事故状态下可能产生的放射性物质释放，从放射性物质释放对环境影响的角度来评价厂址的适宜性，即所选厂址的环境特征要能够保证在事故和正常排放条件下满足辐射防护安全目标的要求。,3,、与实施应急措施相关的厂址环境因素，及评价目标,区域人口特征与分布，以及任何可能妨碍应急计划实施的外部设施或现象等。,其评价目标是考虑到需要采取应急措施的事故状态下，所选厂址的环境，特别是人口因素，要能保障实施应急措施的可能性，并且评价的个人和群体风险要满足辐射安全要求。,9,二、核电厂选址的基本准则,必须按照基本建设程序进行选址调查评价。,必须调查和评价可能影响核电厂安全的厂址特征（外部自然和人为事件），并确定用于核电厂设计的有关外部事件的设计基准。,必须调查运行状态和事故状态下可能受辐射后果影响的区域环境特征。,在分析所选厂址是否合适时，必须考虑新燃料、乏燃料及放射性废物的贮存和运输等问题。,必须评价厂址区域内影响安全的厂址和环境特征在寿期内可能发生的变化情况，并对这些特征进行观察和监控。,对厂址进行全面评价后，如果证明所推荐的措施不能对设计基准外部事件所带来的破坏提供充分的保护或者对其他与厂址安全可靠性和环境相容性的论证不能满足国家有关规定，则必须认为该厂址是不适宜的。,10,三、确定外部自然事件及人为事件设计基准准则,必须充分调查与设计基准自然和人为事件有关的可能影响安全的所有厂址特征。,必须收集厂址所在区域内上述自然因素和人为事件的详细资料，并分析其可靠性、准确性和完整性。,必须采用适当的方法确定与外部事件相关的设计基准，并证明这些方法与厂址所在区域特征及目前的技术水平相适应。,调查评价的区域范围尺度必须大到能够合理确定这些外部事件的特征及其影响。,必须将重要的外部事件作为引起核设施风险的输入条件，应选取和提出反映这些风险的适当参数。,必须考虑土地利用中可能存在的变化，如现有设施和人类活动的扩展或高风险装置的建设等。,11,四、确定核电厂对区域潜在影响的准则,评价核电厂在运行状态和可能导致需要采取应急的事故状态下对厂址所在区域的辐射影响时，必须恰如其分地估计预期或潜在的放射性物质的释放，重视核设施及其安全特性的设计。,必须评定释放放射性物质可能到达并对人产生影响的直接和间接途径。,必须考察核设施设计与厂址之间的关系，以保证由源项所确定的放射性物质释放给公众和环境带来的辐射风险降低到可接受的程度。,核电厂设计必须能补偿其所在区域所造成的任何不能接受的影响，否则必须认为该厂址是不合适的。,12,五、考虑人口因素和应急计划的准则,必须评价目前和可预见将来厂址区域的人口特征和分布情况。,在人口特征和分布方面，必须满足以下两种条件：在运行状态下对居民辐射要保持合理可行尽量低的水平，在任何情况下都符合国家的规定；在事故状态下对居民造成的辐射风险低到可接受的水平，并符合国家的规定。,必须在厂址周围建立外围地带，并确定在外围地带不存在妨碍制定应急计划的根本问题。,13,第三节、核电厂选址的基本程序,核电厂工程立项审批程序,关于核电厂工程选址调查评价的基本程序,厂址查勘阶段,厂址评价阶段,运行前的阶段,14,1、 厂址查勘阶段,厂址查勘的目的是在综合考虑各方面因素之后，确定一个或若干个优先候选厂址，并对这些厂址进行系统的筛选和比较。,厂址查勘过程大致分为三个步骤：,进行区域分析以查明可能厂址；,筛选可能厂址以选择候选厂址；,比较候选厂址、排列其优劣次序以获得优先候选厂址。,15,2、厂址评价阶段,厂址评价阶段包括对一个或多个优先候选厂址的研究与调查，并从各方面，特别是从安全的观点出发：,证明厂址的可接受性可研报告；,确定与厂址有关的设计基准 安全分析报告。,16,3、运行前阶段,完成和完善厂址特征的评价；,验证前一阶段的评价结果；,对建造期间（周期较长）厂址相关因素可能出现的变化及其影响情况作出评价。,17,4,、与选址相关的核安全审评监管程序,初可阶段（厂址查勘阶段）,可行性研究阶段（厂址评价阶段） 厂址安全分析报告审评,核电厂厂址选择审查意见书, 环境影响评价报告审评,环境影响评价报告书,初步设计阶段（厂址评价阶段） ,PSAR,审评,核电厂建造许可证,运行前期阶段（核电厂建造阶段）,FSAR,审评,核电厂装料及运行许可证,18,第四节、关于外部事件的调查与评价,一、外部人为事件的调查与评价,二、关于气象的调查与评价,三、关于工程水文的调查与评价,四、关于地震的调查与评价,五、岩土工程勘查,19,一、外部人为事件的调查与评价,1、调查评价的目的,2、调查评价的基本要求,3、调查评价的主要内容与方法,4,、关于爆炸的评价,5,、关于飞机坠毁的评价,20,1、调查评价的目的,查明是否存在影响核电厂安全的外部人为事件，鉴别可能存在的潜在外部人为事故源项，并进行事故后果分析，进而确定设计基准事件和工程的设计基准。,21,2、调查评价的基本要求,对于推荐厂址，必须充分调查研究可能影响安全的与设计基准外部人为事件有关的所有厂址特征，并应根据其影响安全的严重程度，明确那些属于用于确定设计基准的重要人为事件。,必须收集有关上述重要人为事件的发生频率和严重程度的资料，并分析其可靠性、准确性和完整性。,必须采用恰当的方法确定设计基准人为事件，并证明这个方法是与厂址所在区域的特征及目前的技术水平是相适应的。,如果研究表明，由外部人为事件的影响能使放射后果的总风险到不能接受的程度，而且在工程技术上又无切实可行的解决办法，在此种情况下则必须认为该厂址是不适宜的。,22,3 调查评价的主要内容与方法,（,1,）主要内容,厂址附近对核电厂安全产生影响的外部人为事件包括工业、运输和军事设施等。对于不同厂址，外部人为事件影响因素可能差异很大。,归纳起来外部人为事件的潜在源包括两类：,固定源：,如化工厂、炼油厂、石油或天然气,储罐等；,移动源：,如陆海空中的运输工具等。,23,3 调查评价的主要内容与方法,（,2,）评价方法,对于外部人为事件的调查评价通常分为“初步筛选评价”和“详细评价”两个过程。,初步筛选评价包括三种简单方法：,筛选距离值法；,筛选概率法；,“最坏情况”排除法,24,3 调查评价的主要内容与方法,筛选距离,对每一特定类型的源，确定一个筛选距离值，该距离之外 的该类人为事件源则无须考虑。,通常筛选距离值确定要考虑相互影响事件的发生概率和影响程度。,导则推荐的固定爆炸源的筛选距离值为,5,10km,；,一般飞机场的筛选距离值为,10km,；,飞机航线的筛选距离值为核电厂,4km,范围；,火源影响的筛选距离值为,1,2km,；,危险气云源的筛选距离值为,8,10km,等。,25,3 调查评价的主要内容与方法,筛选概率,对每类事件确定一个筛选概率水平，低于此概率的事件可不必考虑。如导则推荐一些成员国的作法是以,10-7,作为筛选概率水平。,在实际评价中，广泛采用的是筛选距离方法，而在利用筛选概率的过程中必须要考虑到可获得数据的数量与质量，但足够而可靠的数据样板对于某些类型的外部人为潜在源往往难以获得。,26,3 调查评价的主要内容与方法,在“初步筛选评价”无法排除的情况下，必须进行“详细评价”。,在详细评价中，应确定每一种相互影响事件发生的概率，并和设计基准概率值进行比较。如果事件发生概率等于或小于设计基准概率值水平，则不必确定为设计基准事件；如果事件发生概率等于或大于设计基准概率值，则应确定为设计基准事件。,27,4,、关于爆炸的评价,根据我国选址实践，潜在爆炸源在外部人为事件中占比例较大。,对每一已查明的潜在爆炸源都应评价爆炸物质特性和最大爆炸质量（,TNT,当量），以及爆炸中心到核电厂的距离与方位。,对于固定爆炸源的详细评价，首先要确认爆炸物的数量大到足以危及安全，并且爆炸发生概率大于筛选概率水平，在此基础上确定设计基准爆炸。为了进一步评价该爆炸的重要性，应将设计基准爆炸所要求的防护与已有的对其他外部事件（如极端风和龙卷风）的超压保护进行比较。,对于移动爆炸源的详细评价，在确认筛选距离值内的爆炸概率大于筛选概率的条件下，可假定在一已知运输线上一次运输可装载的全部爆炸物质，在保守而实际距安全重要物项最近的评价点上发生爆炸来评价其后果。如果后果不可接受，则必须确定相应的设计基准爆炸。,对于设计基准爆炸，应确定的参数包括：压力波、产生的飞射物、地面振动以及其他二次效应（火灾、毒气释放等）。,28,5,、关于飞机坠毁的评价,导则推荐的筛选距离值为：,厂址,4,公里范围内有飞机航道或起落通道；,厂区,10,公里范围内的机场；,厂区,16,公里范围的大型机场；,厂区,30,公里范围内的军事设施或空域。,对于飞机坠毁的详细评价：确定区域内的坠毁概率进行统计，采用单位面积上的年坠毁次数表示；影响核电厂的飞机坠毁概率可用单位面积年飞机坠毁次数乘以损坏安全重要物项的有效面积来确定。有效面积的大小取决于飞机坠落轨迹与水平面的平均夹角、有关构筑物的平面面积与高度等。,在计算有效面积时，导则推荐采用,10,45,冲撞角。,当飞机坠毁的概率等于或大于设计基准概率值时，应确定相应的设计基准。设计基准应考虑和包括飞机撞击和二次飞射物的影响，以及由飞机燃料引起的爆炸、火灾等影响。所需确定的设计基准参数，包括飞机主体及二次飞射物在撞击表面上的荷载,/,时间函数和撞击面积，以及燃料的类型和数量。,29,二、关于气象的调查与评价,（一）、调查评价的目的,（二）、调查评价的基本内容与要求,（三）、极端气象参数的调查与评价,（四）、关于极端风的评价,（五）、极端气象现象的调查与评价,30,（一）、调查评价的目的,按照法规的有关要求，通过厂址和区域气象资料的综合分析，确定极端气象参数和极端气象现象，为核电厂设计和运行提供相关的设计基准；（,为评价核电厂在运行状态及事故状态，包括可能导致需要采取应急措施的事故状态下，对厂址所在区域环境及公众的辐射影响提供气象参数。）,31,（二）、调查评价的基本内容与要求,对设计基准产生影响的气象因素包括风速、气温、降水和积雪等。,按核安全法规的有关规定，必须调查极端气象现象和气象参数的,极值,；,对在厂址区域出现龙卷风和热带气旋的可能性必须作出评价，如存在这种可能性，须进行详细调查，确定有关龙卷风与热带气旋的设计基准；,确定设计基准时，必须考虑设计基准龙卷风和热带气旋的飞射物影响；,为了评价气象现象和稀有气象事件的可能极值，必须收集详细的资料，并对所获得资料的可靠性、准确性和完整性进行分析评价，从而保证所确定的设计基准满足安全要求。,32,（三）、极端气象参数的调查与评价,极端气象参数包括极端风、极端降水、极端降雪和极端温度等。,对极端气象参数设计基准的评价通常包括下列步骤：,1,、数据来源与选择,（,1,）长时期的数据（至少,30,年或更长的时期）；,（,2,）数据要能够代表所评价的厂址条件。,在,实际调查评价中，所推荐的厂址往往不能直接获得上述要求的气象数据，因而需要在所选厂址进行短期的气象观测，这一观测的目的是要通过与具有长期连续记录气象站的数据进行相关分析，进而选择那些能够代表厂址条件的气象站，并利用该气象站的数据来确定代表厂址当地气象条件与区域气候特征的极端气象参数。,关于现场气象观测计划，时间最短为一年。在相关分析中，应确认哪些气象站的气象条件与厂址的气象条件相类似。如果不能找出有明确代表性的长期气象站，就要对最适当的厂址以外气象站的长期数据作保守修正。如果邻近气象站所收集的长期观测数据能充分代表厂址，也可直接利用该数据，但应对其代表性进行论证。,33,（三）、极端气象参数的调查与评价,2,、确定设计基准,确定极端气象参数设计基准的步骤包括：,（,1,）分析区域已有的典型数据组，并对其完整性和质,量作出评价；,（,2,）数据组的选择。尽可能选择对厂址具有代表性气,象站的数据，数据组时期要大于,30,年或更长；,（,3,）设计基准的统计分析，确定极值参数，或根据观,测数据，确定概率分布，并根据所确定的重现间,隔和超越概率水平确定设计基准气象参数。,34,（四）、关于极端风的评价,1,、基本概念,导则中的极端风，在核电厂厂址气象评价中也称为设计基准风或风的极值。,考虑到核电厂的设计寿期一般为,40-60,年，参照有关的国际标准，在有关设计和运行的区域气象条件中，应给出百年一遇的最大风速。,由于目前气象台站的观测记录是,10,分钟平均风速记录，一般意义上的最大风速是指自记,10,分钟平均风速记录中选取的最大风速。而用于核电厂的设计基准风速是指,3,秒平均的最大风速，通常也称为瞬时极大风速。,35,（四）、关于极端风的评价,2,、确定核电厂的设计基准风包括以下步骤：,（,1,）设计基准风的数据来源与收集,我国一般气象台站的极值风速记录主要为二种：从每日,4,次定时观测中选出的,2,分钟平均风速最大值（,1968,年以前）；从自记风向风速仪记录中选出的,10,分钟平均风速最大值（,1968,年以后）。按照导则的有关要求，为了获得长时期（,30,年以上）的风速资料，须将,4,次定时,2,分钟平均风速观测资料换算为,10,分钟平均风速，以便取得有代表性的,10,分钟平均最大风速的统计结果。有了,10,分钟平均风速值，可将,10,分钟平均最大风速转化为瞬时极大风速。一般情况下，瞬时风速与,10,分钟平均风速的比值为,1.5,。,36,（四）、关于极端风的评价,（,2,）、数据组的选择,a,、选定能够代表厂址气象条件和区域气候特征的气象站；,b,、适时实施现场气象观测计划（一年），或论证；,c,、从代表性气象站选出,30,年或更长时期的数据组。如果数据组,时间较短，在统计分析时应适当考虑不确定性；,d,、将风的观测数据对标准高度（通常在地面上,10,米）归一化。,37,（四）、关于极端风的评价,3,、设计基准风的统计分析,为了确定设计基准风，必须对风的概率分布形式进行统计推断，并根据概率分布，估计出百年一遇最大风速。目前国内外最大风速计算，基本上利用耿贝尔分布（详见,HAD101/10,附录,I,）。,在得出百年一遇,10,米高度,10,分钟平均最大风速后，利用转换关系确定出,3,秒瞬时极大风速。,另外，应注意设计基准风是指区域气候条件下的百年一遇最大风速。因而通过区域多个代表性气象台站实测数据的综合分析确定设计基准风更为恰当。,38,（五）、极端气象现象的调查与评价,1,、极端气象现象的特点,发生的概率低、发生的地点不确定、很难通过标准仪器网记录。,2,、确定极端气象现象设计基准的步骤：,（,1,）对区域极端气象现象的可能性进行评定，并确定所考虑极端气象现象发生的频度和强度；,（,2,）确定不同严重程度的极端气象现象的实际参数；,（,3,）建立适合于该区域极端气象现象分析的模型；,（,4,）评价并确定极端气象现象的设计基准参数。其中龙卷风的设计基准参数包括最大风速、压力降和飞射物碰撞。,39,（五）、极端气象现象的调查与评价,3,、关于龙卷风的调查与评价,（,1,）资料收集,气象资料汇编、历史文献（地方志、县志等），根据资料确定龙卷风的可能性。如果存在可能性，就必须进行更详细调查。,龙卷风调查范围：以厂址为中心经、纬度宽为,3,度所包括的区域。,（,2,）龙卷风资料汇编,应选择与富士达,-,皮尔森分类方法相似的分类（,HAD101/10,）,（,3,）确定龙卷风设计基准,根据龙卷风资料汇编结果，通过与富士达,F,等级对龙卷风强度所作的分类进行比较来确定龙卷风设计基准。,（,4,）安全重要物项须设计成能防止飞射物的破坏，飞射物至少包括：,具有高动能、在冲撞时能引发变形的重飞射物；,具有穿透危险的大的坚硬飞射物；,尺寸足够小能通过保护屏障内开孔的坚硬飞射物。,40,三、 关于工程水文的调查与评价,（一）、调查评价的目的,（二）、调查评价的基本内容与要求,（三）、调查评价的程序与方法,（四）、设计基准洪水确定,（五）、防洪措施,（六）、与最终热阱相关的水文因素,（七）、关于岸滩稳定性评价,41,（一）调查评价的目的,调查评价可能对核电厂设计、运行产生影响的水文及相关因素，确定由于外部自然和人为事件引起的洪水相关危险性，为核电厂设计提供设计基准。,（确定,核电厂放射性流出物，特别是在事故状态下释放到地表水及地下水时稀释和弥散的条件，为核电厂环境影响评价提供水文参数。）,42,（二）、调查评价的基本内容与要求,（,1,）与设计基准洪水位确定相关的因素。其中对滨海厂址的主要考虑因素包括：基准水位（天文潮、海平面异常等）、极端洪水事件（风暴潮、假潮、海啸等）、波浪影响、以及江河洪水（当存在河流影响时需组合考虑）；对滨河厂址的主要考虑因素为：可能最大降雨引起的洪水、上游溃坝因素引起的洪水等。,（,2,）防洪措施，包括建造永久性防洪屏障，以及因局地暴雨引起的内涝和相应的排水系统设计、防护措施等。,（,3,）与最终热阱相关的因素，其中包括安全厂用水的可用流量和最低水位等。,（,4,）岸滩稳定性影响的分析与评估。,43,（三）调查评价的程序与方法,1,、初步调查,评价洪水发生的可能性，以及可能洪水位、安全水源可靠性、岸滩稳定性等的初步估计。,2,、详细的资料收集与评价,应在初步调查的基础上进一步收集更加详细的资料进行评价，以确定核电厂的防洪设计基准、可能需要采取的防洪措施、最终热阱的设计考虑、以及岸滩不稳定因素的影响等。,44,（四）设计基准洪水确定,1,、滨海核电厂厂址设计基准洪水确定,在确定滨海厂址设计基准洪水时，所需考虑水文因素包括：,基准水位,（天文潮位、海平面异常等）；,极端洪水事件,（风暴潮、假潮、海啸等）；,波浪影响；,江河洪水,（当存在河流影响时需组合考虑）。,45,1,、滨海核电厂厂址设计基准洪水确定,（,1,）基准水位,基准水位包括天文潮、海平面异常。,（,2,）可能最大风暴潮,可能最大风暴潮是由可能最大热带气旋引起的,假设风暴潮。,结合我国已建成的核电厂厂址的洪水评价，反映出,风暴潮是最主要的洪水事件，由风暴潮引起的洪水位远高于其他,洪水事件的影响。,（,3,）可能最大假潮,发生在封闭或半封闭海域中的自由振动。,（,4,）海啸,由海底地震或其他地质因素引发的具有超大波长和周期的,海面波动。,（,5,）波浪影响,风产生的波浪。,（,6,）江河洪水,如果厂址附近存在河流并可能影响洪水位时，需要组合,这一事件来确定设计基准洪水。,46,1,、滨海核电厂厂址设计基准洪水确定,（,7,）洪水事件的组合与设计基准洪水位确定,厂址的设计基准洪水不一定由某一极端洪水事件引起，而可能由同时发生的若干严重洪水事件组合引起。因此除了极端洪水事件要考虑外，还必须考虑各种严重洪水事件的组合。,如何确定洪水事件组合，取决厂址的水文条件，同时还要考虑确定一个可接受的极限年超越概率值。根据,HAD101/09,导则提出滨海地区六种洪水事件的可能组合，我国选用的洪水组合为：,可能最大风暴潮；,天文潮（最高天文潮或,10%,超越概率高潮位）；,二十五年一遇的江河洪水（如果存在）；,风浪影响。,根据上述洪水事件组合，可计算出设计基准洪水位。在有些情况下，风浪作用常单独考虑而不参与组合，而是通过修建护岸防波堤和厂区内的综合防洪措施来抵御风浪的影响。,47,1,、滨海核电厂厂址设计基准洪水确定,关于可能最大风暴潮评价的补充说明,根据导则，用于确定可能最大风暴潮的方法包括确定论法和概率论法。,用确定论法推求可能最大风暴潮需建立一组极大化的假设风暴，使其移到某位置时正好使厂址产生可能最大风暴潮，然后将这种风暴参数输入适当的风暴潮模型。应用确定论评价方法优点在于可直接利用现象的物理模型，通过各因素的可能最大组合计算出风暴潮可能最大值，其缺点则是无法定量地表达出安全水平。,可能最大风暴潮评价的概率论方法要求厂址区域范围内具有长时间连续可靠的风暴潮资料，并观测数据选取适当的概率分布函数，由此推导超越概率曲线，推导出所确定低超越概率的可能最大风暴潮。应用概率法的优缺点是能够推算出不同重现期（如百年一遇、千年一遇、万年一遇等）的风暴潮增水以及对应的置信区间，它能定量地反映出该值的安全水平和可靠度。但该方法往往受到资料的限制，在利用较短的记录资料推算小概率风暴潮时置信度较差。,在我国的实际应用中常采用两种方法结果的综合比较来确定最终的分析结果。,48,2,、滨河核电厂厂址设计基准洪水确定,在确定滨河厂址设计基准洪水时，所需考虑的水文因素主要包括：可能最大降雨产生的径流洪水、溃坝（水文、地震引起）洪水、潜在自然因素（滑坡、河道变迁等）引发的洪水、以及人类活动对洪水的影响等。,关于内陆洪水的评价较复杂。我国目前尚未在内陆地区建核电厂，也缺乏相关的评价经验。,内陆与滨海地区洪水的影响因素及评价方法存在很大差异。,49,2,、滨河核电厂厂址设计基准洪水确定,（,1,）径流洪水,在确定滨河厂址设计基准洪水时，应根据厂址的地理位置、气候特征和历史水文气象条件，确定可能最大洪水的成因和类型。其中典型的内陆洪水是可能最大降雨产生的径流洪水。,对于可能最大降雨产生的径流洪水评价，包括确定论法和概率论法。导则推荐优先采用确定论法，通过确定可能最大暴雨参数，并采用经验证分析的降雨径流模型，推求可能最大洪水。,50,2,、滨河核电厂厂址设计基准洪水确定,（,2,）溃坝洪水,主要的是水文和地震因素引起的溃坝。,导则对于因水文引发的溃坝洪水评价提出了以下要求：, 除非工程计算能证明水坝不会溃决，否则必须假设溃坝事件。, 对于溃坝可能在厂址引发的洪水，应在下述假设条件下进行评价：,可能最大降雨的等雨线最不利地集中于坝的上游流域；,可能最大降雨的等雨线最不利地集中于厂址上游的整个流域；,在这两种情况下，选定的可能最大降雨的等雨线将产生最大洪水，前者发生在水坝处，后者是在厂址；, 溃坝模式和程度尽可能在稳定性分析的基础上采用保守判断。,51,2,、滨河核电厂厂址设计基准洪水确定,对于地震引起的溃坝, 必须对位于厂址上游坝因地震而溃决后产生的洪水影响进行评价；,对每个水坝的地震分析，特别是对坝址处，必须得出适当的,SL-2,值；,因同一次地震事件而导致多坝溃决的可能性也必须考虑，如存在这种可能性，要考虑洪峰同时到达厂区，除非能证明洪峰不可能同时到达；,溃坝的模式和程度尽可能在稳定性分析的基础上采用保守判断。,其他原因引发的洪水, 自然因素引发的洪水，如滑坡、河道改变、河床淤积等；, 人类活动的影响，如由于人类活动可能改变汇流条件，以及在河道内修建构筑物都可能对洪水水位产生影响。,52,2,、滨河核电厂厂址设计基准洪水确定,（,3,）洪水事件的组合与设计基准洪水位确定,对于滨河厂址洪水事件组合，应分析单个事件和可能的事件组合及其相应的外界条件，其中主要包括：, 由降雨产生的可能最大洪水；, 可能最大降雨引起的上游水库溃坝；, 可能最大降雨引起的上游水库溃坝和可能最大降雨引起区间洪水相遇；, 由相当,SL-1,级地震引起溃坝与,1/2,可能最大降雨引起的洪峰相遇；, 由相当,SL-2,级地震引起溃坝与频率,4%,的洪峰相遇；, 频率,1%,的冰堵与相应季节的可能最大洪水相遇；, 上游水坝因操作失误开启所有闸门与由,1/2,可能最大降雨引起的洪峰相遇；, 上游水坝因操作失误开启所有泄水底孔与由,1/2,可能最大降雨引起的洪峰相遇；,在确定滨河厂址设计基准洪水时，应结合具体厂址及流域的条件，选择适当的洪水事件组合，进而确定设计基准洪水位。,53,（五）防洪措施,对于防洪措施而言，需要根据安全相关设施的位置与标高和设计基准洪水的静态与动态影响进行比较，从而确定是否需要采取防洪措施。,核电厂对设计基准洪水设防可采用以下方法：,1,、将所有安全重要物项建在设计基准洪水水位之上，其中包括考虑风浪影响。,此种情况也称为“干厂址”。,2,、建造永久性的外部屏障，如防洪堤和其他防洪构筑物。特别是对于滨海厂址，,当单独考虑风浪作用的情况下，可通过修建防波堤来抵御风浪的影响。在这种,情况下，防波堤必须作为安全物项来考虑，并采取相应的设计措施。,3,、对于可能产生的局部越浪，以及可能最大降雨产生的局地洪水影响，在防洪设,计中也应有所考虑，包括的适当的排水设施、以及采取应急防洪措施等。,54,（六）与最终热阱相关的水文因素,最终热阱涉及的水文因素取决于最终热阱的型式与输热系统的型式（直流、二次循环）。,最终热阱的水体可以是海、河、湖、水库、地下水、水池或者是它们的组合。,与最终热阱相关的水文因素包括：,低水位的考虑、最终热阱的可用流量、水温、,以及影响最终热阱可靠性的其他因素等。,55,（六）与最终热阱相关的水文因素,1,、关于低水位的考虑,对低水位考虑的目的是要保证最终热阱在各种不利条件下为电厂正常运行和安全停堆提供冷却水。应考虑可能对低水位有影响的各种不利组合，并以此确定设计基准低水位。,对于滨海核电厂低水极端事件的可能组合为：,（,1,）可能最大风暴潮减水；,（,2,）与可能最大风暴潮减水相应的波浪；,（,3,）最低天文潮位或,10%,超越概率低潮位。,对于滨河核电厂各种成因枯水及其可能组合为：,（,1,）可能最小枯水；,（,2,）河流阻塞或改道；,（,3,）由各种因素引起挡水构筑物的破坏和可能最小枯水相遇；,（,4,）水库放空、泄水闸门不能开启和可能最小枯水相遇；,（,5,）二年一遇的波浪；,（,6,）其他特殊的枯水起因事件。,56,（六）与最终热阱相关的水文因素,2,、最终热阱的可用流量和水温,对最终热阱的容量要求是必须有能力按照热负荷排出的速率，在所要求的时期内接纳这些热量。,所规定的随时可用的水源最小可接受容量为,30,天。,确定最终热阱系统的容量时，必须规定设计基准环境参数。这些参数包括直流式水冷系统用的最终热阱水温、水质、风速和日照等。,3,、影响最终热阱可靠性的其他因素,与最终热阱相关的取水系统，包括相关的水工构筑物均属于安全重要物项，在相关的设计中必须考虑各种外部自然和人为事件可能产生的影响，以保证最终热阱在任何情况下不丧失其安全功能。,57,（七）、关于岸滩稳定性评价,在确定厂址时，必须考虑岸滩稳定性的影响。,对于岸滩稳定性分析的基本要求包括,：,1,、应按核电厂寿期内的变化趋势进行设计岸段、工程区岸滩、深槽稳定性的调查与分析；,2,、应充分利用地形图和观测、调查资料，结合水文泥沙因素变化，选用多种途径进行稳定性分析；,3,、应综合考虑岸滩的冲淤变化、水流及河（海）床的天然演变与人类活动的影响等。,58,四、关于地震的调查与评价,（一）、调查评价的目的,（二）、调查评价的基本内容与要求,（三）、基础资料的收集与调查,（四）、区域地震构造模型的建立,（五）、设计基准地震动确定,（六）、地表断层的能动性鉴定,59,（一）、调查评价的目的,确定核电厂工程抗震设计基准，为核电厂安全重要结构、需要进行抗震实验的安全相关设备、仪表与控制系统、以及其他核安全相关物项提供输入参数；,评价与地震活动相关的地质灾害（如地表断裂）和其他次生灾害，进而确定工程厂址的可接受性。,60,（二）、调查评价的基本内容与要求,1,、基本内容,确定工程抗震设计基准；,鉴定厂址区地表断裂能动性。,2,、调查评价要求,（,1,）要保证资料范围与详细程度对确定地震动和断层位移危险性应该是充分的；,（,2,）必须结合区域地震构造特征和特定厂址条件，进行地震动危险性评价；,（,3,）作为地震危险性评价的组成部分，必须进行全面的不确定性分析；,（,4,）对应于安全水平,SL-2,级地震的最小值采用,0.1g,地面水平峰值加速度,(,我国国标“核电厂抗震设计规范”规定该值为不小于,0.15g),。,（,5,）必须评价厂址潜在的地表断层运动（断层能动性）。,（,6,）如果厂址位于可能产生明显错动的地表断裂带内，则必须认为是不适宜的。,61,（三）、基础资料的收集与调查,为了保证这种基础资料的可靠性与充分性，导则推荐了调查程序和相应的调查方法。其中调查分为四种等级：区域、近区域、厂址邻区和厂址区。这一调查范围划分的目的是使调查、资料及信息的详细程度不断地提高，从而保证核电厂厂址区基础数据资料达到能够充分满足安全要求的详细程度与充分程度。,62,（三）、基础资料的收集与调查,1,、地震地质基础资料,（,1,）区域范围调查,区域范围半径,150,公里，目的是了解区域地震地质背景，并确定对厂址产生影响的发震构造。区域资料以收集现有成果为主，并将这些资料反映在比例尺不小于,1,100,万的图上。,（,2,）近区域范围调查,近区域范围调查半径不小于,25,公里，主要目的是根据更详细的资料来鉴定近区域的震源特征，以及潜在永久性地面形变的相关特征。调查方法包括地表地质、地球物理、地貌调查等。这些资料反映在比例尺不小于,1,10,万的图上。,（,3,）厂址附近范围调查,厂址附近范围调查半径不小于,5,公里，目的是确定这一范围内是否存在能动断层。调查精度要求较近区域范围更详细，调查手段除一般方法外，还包括地质,-,地貌填图、地球物理探测、钻孔与槽探等。上述资料应表示在,1,2.5,万的图上。,（,4,）厂址区范围调查,厂址区,1,平方公里范围调查的主要目标包括两方面：“潜在永久形变”和土工参数的确定。调查方法包括钻孔、测试开挖、地球物理技术和实验室实验方法等。对于厂址区范围的调查资料应反映在比例尺不小于,1,：,1000,的图上。,63,（三）、基础资料的收集与调查,2,、地震资料的收集与调查,地震是工程地震安全性评价中最直观、最重要的基础资料，在实际调查中应收集调查区域范围内发生的所有地震记录资料。,地震资料包括：,（,1,）历史地震资料,（,2,）仪器记录地震资料,（,3,）厂址特定的仪器记录地震数据,64,（四）、区域地震构造模型的建立,区域地震构造模型的主要内容包括发震构造和弥散地震两个主要方面：,1,、发震构造评价,发震构造是指“显示出具有地震活动性、或者是证明历史上具有地表破裂或古地震迹象的构造。发震构造被认为在所关心的时期内可能发生宏观地震。”结合我国地震研究成果及工程地震安全性评价中积累的调查经验，发震构造主要为与地震活动关系密切的活动断裂构造。,发震构造可通过区域调查中获得的地质构造与构造活动资料、地震活动性资料、以及利用地球物理方法揭示出的深部资料加以鉴别。,65,（四）、区域地震构造模型的建立,2,、最大潜在地震,与发震构造相关的最大潜在地震是直接影响工程抗震设计基准的重要参数。该参数的确定依赖于对区域范围内发震构造与强震活动相关性的认识。,在评价发震构造最大潜在地震时，所采用的主要方法包括利用发震构造的尺度、位移方向与位移量、最大的历史地震、古地震资料、地震分布反映出的震源尺度、以及发震构造的类比等。,在将发震构造应用于地震危险性评价时，所关心的是那些分布位置和潜在地震强度结合来看，能够对厂址地震动产生影响的发震构造。,对于地表断层运动危险性来说，所关心的则是那些位于厂址附近的发震构造，这些构造在地表或接近地表具有潜在相对位移的可能性。,66,（四）、区域地震构造模型的建立,3,、弥散地震评价,弥散地震是核电厂工程地震安全性评价中的另一类震源，是指那些“通过利用可使用的资料无法鉴定出确定构造标志的弥散地震活动（通常但又不完全是由中小地震构成）”。,在实际应用中，采用地震构造区来评价弥散地震。每个地震构造区被假定具有相同的地震潜势。,4,、最大弥散地震评价,在地震构造区确定之后，要依据地震构造区内弥散地震活动特征确定最大弥散地震。所确定的最大弥散地震不得低于所在地震构造区内历史上已经发生的与已确认发震构造不相关的弥散地震，其中包括历史地震和现代仪器记录的地震。,与发震构造中的最大潜在地震一样，地震构造区内的最大弥散地震也是确定工程抗震设计基准的重要参数。在一些条件下，该参数对设计基准起控制作用。,67,（五）、设计基准地震动确定,1,、设计基准地震动的级别与特征,根据核电厂不同设施核安全影响的重要性，,设计基准地震动分为,SL,1,和,SL,2,。,SL,2,或称,SSE,为核电厂运行寿期内对应于极限安全要求的最大设计基准地震动，,这一级别的地震动在核电厂寿期内将有一个非常低的年超越概率,（,110-4/,年）,。 对于每个核电厂，无论揭示的地震危险性如何，,SL-2,级地震动（对应于设计反应谱零周期的水平峰值地面加速度）不得低于,0.1g,（国标为,0.15g,）。,注： 极限安全要求是指当发生地震动达到,SL,2,的地震时或地震后，与安全停堆及维持其安全停堆状态有关的所有构筑物、系统及部件要设计成能满足维持其功能。这些构筑物、系统及部件应能保证：（,1,）反应堆冷却剂压力边界的完整性；（,2,）在安全停堆条件下停堆，并具有维持安全停堆状态的能力；（,3,）防止可能造成放射性对环境的照射事故或减轻事故后果的能力。,68,（五）、设计基准地震动确定,SL,1,或称为,OBE,与,SL-2,相比具有不同的安全功能，它对应于较低安全要求级别，而且发生,SL-1,级别地震的可能性更高（,10-2,年超越概率水平）。,在,SL,1,级地震发生后，核电厂继续运行所需要满足的有关功能要求以及由于电厂检查而产生的经济性与安全性比较,（在设计,建造中，,SL,1,水平定的高，相应的检查频率就低；而,SL,1,水平定的低，则相应的检查频率可能会高。二者比较是经济性与安全性的权衡）”。,无论是,SL,1,还是,SL,2,设计地震动，均应采用适当的反应谱和时程来定义，以作为设计输入。并且这一地震动被定义为在地表，在基础面或基岩自由场条件下的地震动。,69,（五）、设计基准地震动确定,2,、地震反应谱,所谓地震反应谱，是一种描述地震动本身特征及其对结构物作用的物理量，其定义为刚性基础上具有不同自振频率和临界阻尼比的线性单自由度振子对基础地震动输入的最大反应的连线。其主要影响因素包括：震级、传播途径和局部场地条件。,设计地震反应谱可分为标准反应谱与厂址特定反应谱。,（,1,）标准反应谱,其中标准反应谱包含来自各种基于地震记录获得的反应谱。该标准谱由相关厂址特定的地面加速度、速度和,/,或位移值进行标定。目前国内外应用较广泛的是美国原子能委员会采用的,RG1.60,标准地震反应谱。我国在,HAF0101,导则修订中，结合我国中强地震记录高频成分较高的特点，经一些专家建议，对,RG1.60,标准谱进行了调整。调整后的标准谱在高频段较,RG1.60,谱略高，而在低频段则比,RG1.60,谱低；,70,（五）、设计基准地震动确定,（,2,）厂址特定反应谱,厂址特定反应谱是指能够反映工程场址特定地震环境性质的反应谱。由于反应谱的形状和大小都与震级和距离密切相关，因此，厂址特定反应谱能够更充分、合理地反映厂址特定地震环境对工程的影响。,厂址特定反应谱的获得最好是基于厂址所在地区地震动强震记录，或利用不同地区具有相似地震、地质和岩土特征的同类地震动记录。但目前我国取得的对工程结构有影响的强震记录十分有限，所以利用反映我国地震震源特性和地震动衰减特性的烈度资料，通过转换方法获得反应谱衰减关系，进而根据厂址区域特定的地震条件，按照法规的有关要求，计算厂址特定反应谱。,无论采用哪种方法确定反应谱，都必须考虑与反应谱值有关的不确定性。,71,（五）、设计基准地震动确定,3,、设计地震动时程,设计地震动时程是核电厂结构与设备进行地震动力反应分析的输入数据。由于我国缺乏工程厂址所在地的实际地震加速度时程记录，通常的作法是从设计地震反应谱导出人工时程作为地震动输入。,人工合成地震动时程被认为是一个随机过程，在进行结构动力分析时设计地震动时程必须合理反映厂址周围的地震环境，并满足有关法规的基本要求或约束条件。,通常地震动时程合成时要求对地震动峰值、反应谱和持续时间三个要素进行模拟，所生成时程要与设计反应谱相匹配。在核电厂抗震设计所进行的地震动力反应分析中，地震动输入方法可分为单组时程法和多组时程法。,72,（五）、设计基准地震动确定,4,、设计基准地震动确定的基本方法,（,1,）、确定性方法,确定性分析方法的基本分析程序包括以下几个主要的技术环节：,构造模型分解为与地震构造区相对应的弥散地震活动区和发震构造。,鉴定与每个发震构造和每个地震构造区相关的最大潜在地震。,按照下述方法进行评价：,A,、 对每一个发震构造，应假定最大潜在地震发生在该构造最接近厂址区的部位。当厂址位于发震构造边界之内，应特别注意论证该发震构造是非能动的。,B,、 在包含厂址的弥散地震活动区内的最大潜在地震，应在调查的基础上假定其发生在距厂址某一特定距离处，该调查要确保在这一距离内没有发震构造，这样在该范围内相关的发震概率处于低到可忽略的状态。,C,、 在每一相邻地震构造区内与弥散地震活动相关的最大潜在地震，应假定其发生在该地震构造区边界最接近厂址的部位。,D,、使用适当的衰减关系来确定这些地震中对厂址产生的影响。,73,（五）、设计基准地震动确定,（,2,）、概率方法,概率地震危险性分析方法近年来发展很快，而且在工程地震安全性评价和地震区划中得到广泛应用，在,IAEA,新修订的法规中，强调了概率法在确定核电厂设计基准地震动中的应用，特别是在核动力厂引入概率安全分析的情况下，概率地震危险性分析结果是必需的。,概率分析模型的输入条件是在区域地震、地质基本资料分析的基础上确定的地震活动性参数和潜在震源区。通过衰减关系可计算出各震源对工程厂址的影响，其分析结果包含了不同震源以及震源内不同震级的“贡献”。 概率地震危险性分析的最终结果是工程场址地震动的超越概率曲线和相关的反应谱曲线。,与确定性方法相比，概率方法的优势在于分析结果的定量化，而且利用数学方法可以较好地处理地震活动和地震分析的不确定性。从某种意义上说，确定性分析结果是一个从偏保守假定出发的简单化结果；而概率方法的结果是一个考虑各潜在震源和各不同震级段，在按照概率分析模型要求确定地震参数的基础上得到的综合分析结果。,74,（六）、地表断层的能动性鉴定,1,、能动断层定义,能动断层被定义为“在地表或接近地表处有可能引起明显错动的断层”。,鉴于能动断层调查所关注的是断层在地表或近地表发生断错运动的可能性问题，所以这种调查主要集中在厂址及其附近地区。,2,、能动断层判别标准：,调查表明在晚更新世,Q3,（约,10,万年）以来有过运动证据，以致可合理地推论在地表或接近地表处能够再次发生运动。,已经证明一个断层与另一个已知能动断层有构造联系，以致于另一个能动断层的运动可能引起这一断层在地表或接近地表处能够发生运动。,在某一震源深度条件下，与发震构造有关的最大潜在地震的震级足够大，以致可合理地推论在地表或接近地表处能够发生运动。,75,五、岩土工程勘查,（一）、勘查的目的,（二）、勘查与评价的基本内容与要求,（三）、核电厂选址岩土勘察程序,（四）、关于地基和基础的稳定性,（五）、基土液化,（六）、边坡稳定性,76,（一）、勘查的目的,确定核电厂结构下基础土壤和岩石的稳定性，为相关的结构设计提供基础的土工参数（包括静力和动力参数），评价可能影响核电厂结构或其基础的厂址条件与地质因素，进而确定工程厂址的可接受性。,77,（二）、勘查与评价的基本内容与要求,核电厂厂址岩土工程勘察的主要内容是厂址区的工程地质条件，包括地表地质特征，下伏地层的岩性、结构和构造特征，岩石风化特征，是否存在沉陷、隆起、崩塌、岩溶、液化和断裂等灾害性地质现象，以及边坡问题等,。,法规规定的调查评价要求包括：,必须评价基土在静态和动态（地震荷载下）的稳定性；,必须调查基土的土工特性，并评价厂址的设计基准基土剖面；,必须采用厂址地区特定的地面运动来评价基土液化的可能性；,必须评价由自然或人为因素引起的地面塌陷、沉降或隆起的可能性；,必须评价厂址及邻近地区是否存在影响核电厂安全的边坡失稳的可能性。,如果存在上述可能性，要可采取工程措施并留有安全裕度，否则厂址不适宜。,78,（三）、核电厂选址岩土勘察程序,核电厂选址岩土勘察包括：,厂址查勘阶段；,厂址评价阶段；,厂址评定阶段。,1,、厂址查勘阶段,在厂址查勘阶段，勘察的目的是从土工观点确定厂址的适宜性并,确定侯选厂址。,79,（三）、核电厂选址岩土勘察程序,2,、厂址评价阶段,厂址评价阶段分为“初勘阶段”和“厂址验证阶段”。,（,1,）初勘阶段（可行性）,初勘阶段，要对选定的侯选厂址作进一步评价。,关于此阶段的钻孔布置和钻孔深度要求，核安全导则建议根据厂址的几何条件和岩石均匀性采用,150,米的网格足够满足要求；我国的“岩土工程勘察规范”（,GB50021-94,），规定的勘探线间距为,50,100,米，点间距为,30,50,米；勘探孔深度，对于一般性钻孔要求不低于,15,米，而控制性钻孔不低于,30,米，并且控制性钻孔宜占勘探孔总数的,1/5,1/3,（初勘阶段）。该阶段的勘察应以初步弄清厂址地下条件为目标。,80,（三）、核电厂选址岩土勘察程序,（,2,）厂址验证阶段,（基本对应详勘阶段）,要在初勘的基础上，结合初步的总平面布置和结构工程准则，将钻孔布置在拟建构筑物或接近的位置上,。,钻孔深度应足够，并随厂址条件而变化：,对基岩地区厂址，钻孔深度应达到基础稳定性的最大深度处，并至少深入坚硬岩石,10,米；,对于土层或风化严重的基岩厂址，钻孔的最小深度不宜小于基础底面宽度,2,3,倍,。,厂址验证阶段的结果为得出有关厂址及其特性的主要设计参数和结论提供主要的资料，据此资料可确定最终的厂平布置。,81,（三）、核电厂选址岩土勘察程序,3,、厂址评定阶段,本阶段对应施工图设计，要根据建,/,构筑物和支承设施的最终布置，确定最终的厂址特性和设计参数。,对于本阶段，导则要求在每一安全相关构筑物的位置至少有一个钻孔。,当发现地下条件有变化时，应适当加密钻孔间距，以便能清晰地了解基土和岩石性质的变化。钻孔深度与前一阶段的要求相同。,在我国核电厂厂址查勘过程中，不同阶段的勘察内容深度和勘察要求在不同规范中存在一些差异。其中重要的是要把握选址不同阶段勘察的目的，并结合厂址的工程地质基本条件（如基岩或土层），选用适当的方法进行勘察。,82,（四）、关于地基和基础的稳定性,根据法规要求，对可能影响基础稳定性因素的评价，要能够保证在静荷载和动荷载状态下的稳定性，并具有足够的安全裕度。,静荷载丧失承载能力的可能性较低；,动力荷载较复杂。,根据现行的标准，在基岩场地条件下（,HAF,参考标准为实测剪切波速约大于,700,米,/,秒；我国国标,GB50267-97“,核电厂抗震设计规范”以及美国标准为,1100,米,/,秒）可不计入基土与结构的相互作用。,对于剪切波速低于上述标准的非基岩场地，则应考虑土,-,结相互作用的影响，同时还应考虑土层产生的地震动放大效应。,基于上述，目前我国的核电厂厂址均选择在基岩地区。,83,（五）、基土液化,1,、液化概念,液化是在地震条件下，饱和的沙土或粉土由于受地震振动影响而突然失去抗剪强度和刚度的现象。,2,、液化评价,估计基土液化所