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压水堆核电厂地震概率安全评价开发方法研究

更新时间:2009-03-28

地震是核电厂面临的主要外部风险之一。确定论的核电厂安全分析方法在设计建造阶段采用各种抗震设计和裕量设计措施,以保障核电厂可以承受安全停堆地震(Safety Shut Down Earthquake,SSE)的考验。实际的运行经验表明,基于确定论的地震安全分析方法对于保障核电厂在地震情况下的安全性是有效的,但同时也存在一定不足之处。首先,近些年来发生了多起超过核电厂设计基准的地震事件(包括日本福岛核事故),证明超过核电厂SSE的地震是有可能发生的,基于确定论的地震安全分析不足以分析超设计基准地震的情况和全面评价电厂地震风险。其次,也有研究指出,系统、构筑物或部件(System,Structure or Component,简称SSC)在低于其设计基准以下的地震中的失效可能性占其在地震中失效的总可能性可达10%以上[1],因此,低于设计基准的地震也是有可能导致核电厂严重事故发生的,在核电厂安全分析中不可忽略。地震概率安全评价(Seismic ProbabilisticSafetyAssessment,简称SPSA)方法不仅可以填补以上两点确定论在核电厂地震安全分析方面的盲区,还可以全面识别由地震导致堆芯损毁的全部风险及其相应的重要程度,确定对电厂风险贡献最大的地震动强度区间和事故序列,同时也可用于定量评估核电厂的抗震安全改进。

桡骨远端骨折容易引起腕关节不稳定情况,当桡骨远端关节内骨折时,患者骨关节面完整性受到破坏,再加上倾斜角发生很大改变,而患者的腕关节骨性结构也发生异常。这都是由于腕关节不稳定造成。所以,骨折致腕部损伤,而腕骨结构发生异常都会导致腕关节不稳定。

自1975年第一份核电厂PSA报告“Reactor Safety Study:An Assessment of Accident Risks in U.S.Commercial Nuclear Power Plants”[NUREG-75/014(WASH-1400)]发布以来,美国已经针对SPSA发布了一系列的导则、标准和技术文件。1981年Zion电厂向NRC提供第一份完整的商用核电厂SPSA研究报告[2];1983年,核管会(NRC)发布导则NUREG/CR-2300,给出了执行SPSA的方法和数据源[3];1988年,NRC又发布了NUREG/CR-2815,对SPSA的程序和步骤进行了完整的描述[4];1991年,NRC颁布NUREG/1407,为美国核电厂抗震审查提供了一份程序和导则,认可SPSA方法在地震评估中的使用[5];1994年和2002年,EPRI分别发布技术报告TR-103959和TR-1019200,给出了地震易损度开发方法和应用导则[6,7];2007年,美国核学会(ANS)发布ANSI/ANS-58.21-2007,给出了开展SPSA的标准和要求[8];2009年,核风险管理协调委员会(NRMCC)发布了ASME/ANS RA-Sa-2009,给出了关于SPSA的一个联合标准[9,10]。美国电力研究院(EPRI)在2003年发布了地震概率风险实施导则技术报告[11],总结了一整套地震概率风险评价项目开发实施方法,并在2013年对其进行了补充升版[12]

近年来,国内已有专家学者开始对SPSA的方法进行研究[13]。环保部核与辐射安全中心在福岛事故之后,针对全国核电设计单位,组织了SPSA方面的技术交流和培训。目前我国主要的核电研究院和部分核电厂已经开始了SPSA的工作,包括核电厂的抗震设计、评价和改进。目前这些SPSA工作大多带有科研性质,尚不成熟,同时国内SPSA标准体系也尚不完备。2013年国家能源局发布了能源行业标准NB/T 20037.5”应用于核电厂的一级概率安全评价 第5部分:地震”,对核电厂功率运行地震一级概率安全评价提出了要求,而对应的核电厂地震概率安全评价开发方法尚没有统一的标准导则。业界正在国家能源局的体系下完善我国核电厂地震概率安全标准体系建设。

(2)植被条件:植被的分布类型与成土母质、海拔高度有关,且植被的分带严格受气候特点控制,根据茶叶的生长习性,喜散射光和漫射光。

科学思维,即指尊重事实和证据,崇尚严谨和务实的求知态度,运用科学的思维方法认识事物、解决实际问题的思维习惯和能力[1]。在实际教学中,往往从科学思维方法和思维品质两方面培养学生科学思维。科学思维方法包括抽象与概括、比较与分类、解释与推断、分析与综合等。思维品质实质是人的思维的个性特征,包括深刻性、批判性、创造性、灵活性和敏捷性[2]。

1 地震概率安全评价方法概述

[1] Jung Han Kim,In-Kil Choi,Jin-Hee Park.Uncertainty Analysis of System Fragility for Seismic Safety Evaluation of NPP[J].Nuclear Engineering and Design,2011,241:2570-2579.

在工作中建立相关的工作制度,(1)应该对药物的名称,数量,药效以及数量进行严格的审查。建立质量检测管理的部门,对药物质量进行严格的监督,如果发现不合格的药物要及时的做以处理,(2)要对药物的出售做好管理,及时的统计好当天药物所出售的金额,在月末是进行统一的盘点向有关部门进行上报。

从SPSA分析目的来看,SPSA的关键技术环节可总结为以下三个:地震危险性分析、地震易损度评估和地震电厂响应分析。

地震危险性分析的目的是获取厂址不同强度地震动(如峰值地面加速度)的发生频率,确定地震始发事件发生频率,并通过地震危险性曲线来描述。地震危险性曲线应延伸至足够低的地震动水平,使得更低的地震动对电厂没有预期的损坏;应延伸至足够高的地震动水平,使得更高的地震动造成的风险或者可以忽略,或者可以保守认为直接导致堆芯损坏。

地震易损度评估的目的是评估重要构筑物和设备(那些对电厂安全最基本的SSC)的地震条件失效概率。为了进行事故序列定量化,需要获取特定地震动参数对应的设备条件失效概率,即每一个地震动区间对应的设备失效概率。可以通过电厂设计信息和实际响应分析开发地震易损度,电厂巡访在这一过程中也是十分重要的。

地震电厂响应分析要综合考虑导致地震堆芯损坏序列的构筑物和设备失效的情况,包括建立事故序列分析的事件树和故障树逻辑模型,同时应考虑地震直接导致的失效和随机失效。为在逻辑模型中考虑地震直接导致的失效模式,须结合相关专业判断。为了评估地震堆芯损坏频率,本环节还需要考虑其他关键环节的分析结果以及相关的不确定性。地震电厂响应分析环节整合地震始发事件频率和SSC在地震情况下的条件失效概率,以定量化分析地震事件序列的发生频率。为了建立有效的风险分析模型,在实施上述每一个主要技术环节的过程中也需要其他环节的输入,这是一个迭代过程。例如,根据地震动强度信息和SSC条件失效概率能够确定事故序列模型中应该包括的基本事件。同样,在电厂某些SSC失效的情况下,需要一些系统执行特定安全功能将电厂带入到安全停堆状态,其与需要进行详细的地震易损度评估的电厂设备清单相关。

上述三个SPSA的关键环节在实施中有多个交叉点,所以无法直接按照顺序实施。经过多年的方法论发展,SPSA的任务分解已经能够更好的定义这些交叉点和工作步骤,使之能够大致按照图1的顺序进行。

  

图1 地震概率安全评价的任务Fig.1 Task of SPSA

在SPSA模型开发和定量化完成之后,可输出以下内容:(1)厂址不同强度地震动发生的超越频率,包含不确定性分布;(2)SPSA模型中SSC主要失效模式的地震易损度;(3)地震事故序列频率和不确定性分布;(4)非地震导致的设备失效、不可用和人员失误对核电厂地震风险的影响;(5)识别支配性的地震风险贡献项(例如地震导致的SSC失效、非地震失效和操作员动作);(6)确定不同强度地震动输入情况的条件堆芯损坏概率;(7)识别对地震风险有贡献的不同地震动范围;(8)可能的规程和电厂改造方面的风险见解及相关可能的风险降低幅度。

2 地震危险性分析

SSC的抗震能力通常根据电厂设计基准和设计阶段分析计算的响应来评估。抗震能力是一个随机变量,可由概率分布来描述。通过确定的失效模式、一组描述抗震能力的参数值和概率分布形式,可以得到一条易损度曲线。不同的模型和参数假设,可以得到不同的易损度曲线。通常使用易损度曲线族来描述易损度的不确定性。对于给定的任意地震动参数值,SSC易损度(即条件失效概率)可在0到1的范围内变化。易损度的不确定性由一个主观概率分布体现,根据对模型中特定易损度曲线的信任程度赋予每条曲线一个主观权重值。在该主观概率分布中,能够找到一个相应于累积主观概率的易损度曲线。可以在易损度曲线族中找出置信度为中值、高值(95%)和低值(5%)的易损度曲线。在95%置信度曲线上标出5%条件失效概率的易损度值,与之相对应的加速度就叫做SSC的“高置信度低失效概率”性能(High Confidence of Low Probability of Failure,HCLPF),该参数是一个重要的地震易损度参数。在小于该加速度的地震动下,SSC有大的置信度大概率不会失效。易损度通常使用主观概率累积函数下式来描述:

PSHA建立的危险性曲线表示出厂址周围不同的地震源-厂址距离下发生不同强度的潜在地震的危险性。所有PSHA方法均包含以下四个基本步骤:(1)识别和归纳特定厂址周围能够发生严重地震的震源区;(2)建立描述每个震源区内地震的时间分布或重现期的模型,通常用表示地震大小参数的重现频率来表达;(3)对于特定厂址,在给定地震强度和距离情况下,在模型中描述所关心的地震动参数的条件分布。以地震强度和距离表示的不同震源事件的地震动参数的预测关系被称作地震动衰减关系;(4)整合前三个步骤来生成厂址的地震危险性曲线。

PSHA实际的实施过程比较复杂,因为地震发生和地震波传播的物理过程的随机性,以及不同研究者关于地质、地震史、最大震级、甚至震源区位置等不同的假设和数据等都会引入很大的不确定性,因此在危险性曲线使用之前需要经过有经验的地质和地震专家的评估。

  

图2 PSHA的四个基本步骤Fig.2 Four Basic Steps of PSHA

对于特定厂址,地震危险性曲线用年度超越频率和地震动参数的关系来表示。图3展示了厂址的地震危险性曲线的典型形式。通常会同时使用多种不同的模型建立多条地震危险性曲线,以表征地震危险性分析中的不确定性。

如果需要详细考虑垂直地震动,需要确定垂直衰减关系。现有的PSHA垂直震动危险性的处理方法通常是将特定厂址的垂直危险性曲线简单地假设为常数因子(范围从0.67到1.0)与水平危险性曲线的乘积。

  

图3 峰值地面加速度的平均危险性示例Fig.3 Average Danger of PGA

3 地震易损度评估

进行地震易损度评估的第一步是明确定义失效模式。失效的定义应由提供易损度曲线的结构分析人员和判定系统失效后果的电厂响应分析人员达成一致。对于给定SSC,可能要考虑多种失效模式,并且针对特定失效模式开发易损度曲线。识别可能的失效模式基于分析人员的经验和判断。电厂设计标准、可接受的容许极限应力水平、质量鉴定试验结果、其他电厂地震易损度评估结果和报道过的失效信息都具有参考价值。

当构筑物无法执行设计功能时,可以判定其功能失效。当构筑物承受的地震载荷产生非弹性变形足够大,导致与其相关的安全相关设备不可用,或因构筑物断裂导致设备连接失效,则认为构筑物结构失效。一般认为构筑物失效将会导致其内布置的所有安全系统同时失效,除非能够证明这样做过于保守。

对于特定厂址的特定核电机组,SPSA开发过程中,首先应建立该厂址的地震危险性曲线。地震危险性曲线代表了某个选定的地震动参数(如峰值地面加速度(Peak GroundAcceleration,PGA))不同值对应的年度超越频率。危险性曲线为SPSA提供输入,也是概率地震危险性分析(Probabilistic Seismic HazardAnalysis,PSHA)的最终输出,PSHA对选定的地震动参数的平均年度超越频率和不确定性进行计算,这个频率与特定厂址有关。

 

式中: mA——抗震能力中值;

上海自贸试验区对接“一带一路”,在区位、产业、制度、金融、科技及综合实力等方面都具有显著优势。上海地处“一带一路”与长三角经济带的交汇点,是中国面向欧亚大陆和亚太地区开放的核心;上海产业集聚优势明显,是我国科技创新核心区,拥有中国通信、信息、航空、汽车、电气、机械和高端装备制造等领域的重要基地;作为境内批准成立的第一个自贸试验区,上海自贸试验区努力对接国际高标准投资贸易规则,在投资自由化、贸易便利化等体制机制创新上已经积累了一定的经验,具有先行者优势;上海是中国的国际金融中心,金融资源和要素市场全面,金融创新优势明显。

Rb、Ub——假设服从对数正态分布的随机不确定性和认知不确定性的对数标准偏差;

[设计意图:如何让各教学环节形成一个有机的整体,使课堂教学的启承转合如行云流水,这是我们在备课过程中所应思考的。教师留“茉莉”一词作为课文教学的引线——“茉莉,你们有没有见过?这篇课文中是怎么描写茉莉的?”,让生字教学与文本阅读教学珠联璧合,继而引导学生深读课文,探究茉莉的特点,感悟它在文章中的作用。]

Q——对于给定PGA下,条件失效概率f的主观概率(置信度);

——括号内函数的标准累积高斯分布的逆函数。

在地震期间,继电器震颤可影响安全停堆或将反应堆维持在安全停堆状态相关设备的可用度(例如,开关柜的跳闸、柴油机闭锁);给操作员造成混淆(异常的设备运行状态,以及控制面板上不一致和错误的指示);引起界面LOCA(安全壳旁路事件);安全壳隔离失效。应先进行确定论的筛选以识别继电器抗震能力的高低,并确定继电器颤动是否威胁电厂安全,然后模化系统对有风险的继电器颤动的响应。低抗震性能的继电器可能导致不利的影响,因此通常在识别出来之后被直接替换掉。一些中等抗震性能的继电器应根据它们对电厂的影响而决定是否进行模化,同时将操纵员诊断和修正该继电器震颤问题的可能性作为一个基本事件模化。在继电器震颤评估中应特别关注可导致阀门误启动信号进而导致安全壳旁路的继电器颤动。

  

图4 易损度曲线示例图Fig.4 Fragility Curve Sample

在地震易损度分析任务中,还应通过电厂实地巡访检查和发现核电厂的设备抗震薄弱环节。

4 地震电厂响应分析

4.1 开发地震设备清单

地震设备清单(Seismic Equipment List,SEL)对SPSA中所考虑的地震始发事件序列是否完整是非常重要的,初始设备清单是地震易损度评估和地震电厂响应分析的基础。SEL中SSC的筛选和其易损度评估是一个迭代的过程,通常是由风险评价人员根据SPSA中的事故序列、系统故障树模型及其他已有的SPSA经验来开发,风险评价人员和易损度分析人员随后需要进行交流分析,以对SEL进行最终的确定。

工程场地位于浊漳河南源的漳河大桥上游,工程涉及范围为浊漳河及浊漳河两岸的未利用区域。主要内容为湿地设计、河道壅水建筑物设计及堤防加固等。

初始SEL的开发应依照以下五个步骤:(1)识别功率工况内部事件PSA模型中对安全停堆重要的SSC;(2)识别对地震响应重要的构筑物和非能动部件;(3)识别来自电厂巡访的其他SSC;(4)审查SEL初稿(例如,比较管道和仪器仪表图);(5)编制SEL。

近年发生的事件,如2007年的东日本大地震和2011年福岛第一核电厂损毁,显示出叠加灾害的同时发生造成电厂损坏的可能性,并表明需对这些影响进行系统评估。针对特定厂址,应对潜在的次生灾害进行定性和初步定量筛选,并对有必要风险较高的次生叠加灾害进行详细的建模分析。在众多次生灾害中,地震引发的内部水淹和内部火灾因其较高的风险通常是压水堆核电厂SPSA项目必须评估的内容。

  

图5 地震设备清单表示例Fig.5 SEL Example

4.2 整合地震失效模式到SPSA逻辑模型

4.2.1 地震设备清单筛选

为SEL中的设备开发易损度需要投入大量的人力和经费,因此需要对SEL进行筛选,保留风险重要的SSC开展进一步的详细易损度分析。基于风险重要度的地震设备清单的筛选方法一般步骤如下:(1)筛选固有抗震能力强的SSC。通常是筛除HCLPF值高的设备,但是应注意保留可能有重大失效后果的SSC。(2)为SSC指定初始的、代表性的易损度值。通常使用相关通用数据作为SSC的易损度值。(3)创建和定量化初步的SPSA模型。(4)对SSC进行重要度排序。(5)为风险重要的SSC进行详细的易损度分析。(6)记录SEL筛选过程。通常设备清单的筛选是一个迭代的过程。

4.2.2 识别地震导致的损伤状态

地震导致的核电厂损伤状态可从对内部事件PSA模型进行审查,和对地震特殊失效模式(如重要厂房地震失效)的影响的分析中获得。

地震可能导致内部事件意义上的多个始发事件同时发生,SPSA必须分析这种可能性。

大豆出苗后用的除草剂又分为出草早期适用的和出苗后期适用的除草剂。出苗后期适用的药剂有拿朴净、精稳杀得、精禾草克、高效盖草能等杀禾本科杂草的。一般都要和防除阔叶杂草的除草剂混用。防治阔叶杂草的药剂有虎威、杂草焚、克莠灵等。12.5%拿朴净机油乳剂每公顷用药量1~1.5公升,15%精稳杀得乳油每公顷用药量0.75~1公升。10.85%高效盖草能乳油每公顷用药量0.14~0.16公升。25%虎威水剂每公顷1~1.5公升。21.4%杂草焚水剂每公顷用1.5~2公升。

4.2.3 整合地震失效模式

地震设备清单SEL筛选保留的SSC,应作为事件树题头或故障树基本事件体现在事故序列逻辑中。在SPSA建模方法中,地震失效事件通常通过逻辑“或”门与相关设备的非地震失效连接,作为引起相同失效影响的另一种原因。

在SPSA模型中,一些内部事件PSA模型对应的单个基本事件(比如柴油发电机的故障)可能被拆分模化为多个基本事件。例如,柴油发电机的日用油箱和控制回路失效可能被分开模化。地震还可能导致没有在内部事件PSA中模化的SSC失效,主要是(但不限于)构筑物和其他非能动设备的损坏。对于许多地震失效模式,构筑物和设备的实际位置和靠近程度在定义电厂响应时非常重要,应考虑由这种空间相互关系引起的二次失效,并把这种相关性作为信息搜集和筛选过程的一部分在电厂巡访中关注。多列设备可能存在设备间响应的相关性,易损度评估人员需要识别这种相关性并判断其是否重要,同时将其体现在模型中。

王伟[6]等将两级节流中间不完全冷却双级压缩循环应用于空气源热泵热水系统。计算结果表明,系统排气温度及各压缩机压缩比均优于普通单级循环系统,系统具有较高的性能。

地震可能会引起与反应堆冷却系统压力边界相连的细小管道(例如,仪表管线)出现小破口或泄漏,这种细小管道个体或累积泄漏的影响可能会造成不可忽视的等效LOCA,称为SSLOCA(Small-Small LOCA,SSLOCA)。首先需要评估的是地震引发的SSLOCA是否影响系统的成功准则,是否明显影响事故序列的进程或时间,如果是,则应进行相应的评估。模化SSLOCA易损度有很多方法,最为常用的是假设2倍SSE是发生SSLOCA的阈值,也就是说,只有当地震动水平大于两倍SSE时才考虑SSLOCA的影响。

4.2.4 分析其他地震的影响

图5给出了地震设备清单表示例,推荐使用示例2中详细程度适中的清单表。

相似的设备可能在地震的作用下同时失效。地震引发的相同或相似的设备共因失效称为易损度相关性。目前国内外均无较好模化地震易损度相关性系数的方法的实践。通常的做法是假设易损度相关性系数不是0就是1。对于位于同一厂房、同一高度、同一系统中的相似或冗余设备,相关性因子为1,位于不同厂房内的冗余设备,也可以判定为相关。不同系统中的相似设备,相关性因子是0。

进一步,根据未知目标位置和速度的初始估计值可知 估计值 的正负性,以此正负性为判断,可获得其他隐含约束:当时,在不等式约束‖x-s0‖≤r0两端同时乘上得到将 乘入范数内得到:其等价于:

通常,在内部事件PSA中模化的操作员行动已涵盖了大部分SPSA情景中需要模化的操作员行动。但是,SPSA模型中的人员行动失效概率(Human Error Probability,HEP)应根据地震事件来重新检查(例如,因地震引发的失效而导致操作员可达性的复杂化)。此外,在响应特定地震事件时,可能会需要采取地震情况下的特定行动。目前已有多种不同的地震人员可靠性评价方法在SPSA中得到应用,常用的地震人员可靠性方法是使用各种形成因子(地震动强度、操作位置、行动允许时间)的组合来确定HEP的联合行为形成因子方法[12]

图4给出了95%、50%和5%置信度的易损度曲线示例图。

地震空间相互作用也需要在SPSA中考虑。地震空间相互作用是指由于设备坠落或失效而影响附近SEL清单中设备的情况,也可能导致设备遭受喷淋或水淹。地震引起的土壤失效(例如,不稳固,沉降,液化)可能导致厂房结构损坏或地下管道失效,因此也应进行适当的考虑。

4.3 事故序列模型开发

目前有多种方法支持SPSA事故序列模型开发,EPRI推荐的一种常用方法[12]是基于地震危险性曲线,开发一个多地震强度区间的风险模型,将要分析的地震动范围划分为几个到十几个区间。每个区间的地震动作为一类地震灾害事件,使用集总参数进行定量计算。图6描述了这种SPSA的建模流程。在事故序列模型开发时,首先开发地震始发事件树(Seismic Initial Event Tree,SIET),以处理地震引起的相关关键SSC失效,获得潜在的地震损伤状态情景。为适用每个地震始发事件树的终态,开发事故序列功能性事件树分析事故的进程和终态。为了定量计算核电厂地震风险,SSC在每个地震动强度区间内的条件失效概率可通过地震危险性曲线和SSC的易损度曲线的卷积分来进行计算[1]

 

表1描述了SPSA的技术要素相对于功率工 况内部事件PSA技术要素的特性。

 

表1 SPSA的PSA技术要素的特性(相对于功率工况内部事件PSA)Table 1 The Particularity of SPSA Technology Elements(relative to the condition of full-power operation internal event PSA)

 

4.4 事故序列模型定量化

定量化结果可以给出不同地震危险性区间的地震事件对地震堆芯损坏频率(Core Damage Frequence,CDF)的贡献,以及不同地震危险性区间对于CDF的贡献比例。经验显示,核电厂的地震风险大多集中在3到5倍SSE的地震中,因此在分析中可以将这部分地震动区间划分地更为密集。通过总结导致CDF的事故序列的类别分布,可以识别主要堆芯损毁情景相关事故序列的进程和时间特征。重要的割集和基本事件的重要度对于风险见解的获取是必不可少的,通常要对其进行分析计算。对于模型的不确定性和假设应在定量化过程中进行不确定性分析和敏感性分析。

5 总结与讨论

核电厂开展SPSA可得到核电厂地震风险全面的定量化结论,可以发现核电厂潜在的地震薄弱环节,并针对这些薄弱环节制定相应的风险指引型管理措施,进而提高核电厂的总体安全性。

目前国内核电行业已经开始意识到SPSA的重要性。在我国核电事业快速发展的形势下,迫切需要业主、研究机构、技术服务机构和监管机构共同努力,将SPSA工作尽快标准化地全面开展。

参考文献:

地震概率安全评价方法与通用PSA方法类似,都是使用一套概率论的逻辑方法对风险进行评估,但是由于地震事件的特殊性,SPSA方法也有其特殊的任务和特点。

[2] Zion.ZionProbabilisticSafetyStudy[R].1981.

[3] NRC.PRA Procedures Guide:A Guide to the Performance of Probabilistic Risk Assessments for Nuclear Power Plants[S].NUREG-CR-2300,1983.

[4] NRC.Probabilistic Safety Analysis Procedures Guide[S].NUREG-CR-2815,1984.

[5] NRC.Procedural and Submittal Guidance for the Individual Plant Examination of External Events(IPEEE)for Severe Accident Vulnerabilities[S].NUREG-1407,1991.

[6] EPRI.Methodology for Developing Seismic Fragilities[R].EPRI TR-103959,1994.

[7] EPRI.Seismic Fragility Application Guide[R].EPRI 1002988,EPRI,2002.

基于抗震性能的高层建筑结构设计要点分析主要包括:结构抗震设计计算、抗撞墙和防震缝的设计、各种建筑结构的破坏机制的设计等,下面我们着重从这三方面进行详细的分析评价:

[8] ANSI-ANS.External Events PRA Methodology[ S].ANSI/ANS-58.21,2007.

一开始,他像一个刚过门的媳妇,扭捏地站在讲台上,两眼惶恐地四顾,在灯光的映照下,脸愈加白,两手不安地搓弄,喉结上下滚动——我的天,简直在活受罪!这“呆子”平时在大庭广众面前说笑话毫不脸红,今天来真格的,却“怂”了。唉!真是块端不上台面的狗肉!

[9] ASME.Standard for Level 1/Large Early Release Frequency ProbabilisticRisk AssessmentforNuclearPowerPlant Applications[S].ASME/ANS RA-Sa-2009,2009.

[10]李虎伟,依岩,熊文彬,等.核电厂地震概率安全分析研究现状及展望.辐射防护通讯[J],2012,32(6):6-10.

[11]EPRI.Seismic Probabilistic Risk Assessment Implementation Guide[R].EPRI 1002989,EPRI,2003.

[12]EPRI.Seismic Probabilistic Risk Assessment Implementation Guide[R].EPRI 3002000709,EPRI,2013.

到别人家做客,要走了,我说“不用送了”,然后拉开一个门是卧室,再拉开另一个是卫生间,最后,还是被送出去了……

[13]张家倍,李明高,马琳伟.核电厂抗震安全评估[M].上海:上海科学技术出版社,2013:45-188.

 
王照,张晓明,王晗丁,冯丙辰
《核科学与工程》 2018年第02期
《核科学与工程》2018年第02期文献

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