福清核電廠1、2號機(jī)組抗震裕量評價

邱志方，張 航，張曉華，蔡逢春，吳 清

(中國核動力研究設(shè)計院 核反應(yīng)堆系統(tǒng)設(shè)計重點(diǎn)實驗室，四川成都610213)

福清核電廠1、2號機(jī)組抗震裕量評價

邱志方，張 航，張曉華，蔡逢春，吳 清

(中國核動力研究設(shè)計院 核反應(yīng)堆系統(tǒng)設(shè)計重點(diǎn)實驗室，四川成都610213)

地震是核電廠主要外部災(zāi)害之一，地震風(fēng)險評估對于核電廠的安全評價具有重要的價值?？拐鹪Ａ吭u價(SMA)是開展核電廠地震災(zāi)害風(fēng)險分析的重要方法之一，其目的是為了判斷核電廠的抗震設(shè)計能力相對于設(shè)計基準(zhǔn)地震的抗震裕量，找出核電廠的抗震薄弱環(huán)節(jié)，提高核電廠的抗震能力。本文針對福建福清核電廠1、2號機(jī)組進(jìn)行抗震裕量評價，分析表明電力支持系統(tǒng)和一回路輔助管道的抗震能力相對薄弱，是導(dǎo)致核電廠抗震能力薄弱的主要原因，電力支持系統(tǒng)和一回路輔助管道需進(jìn)一步提高其抗震能力，且核電廠需考慮編制地震應(yīng)急規(guī)程。

地震；SMA；福清核電廠1、2號機(jī)組

地震是核電廠面臨的主要外部災(zāi)害之一，2011年3月11日，日本福島核電廠附近發(fā)生地震引發(fā)海嘯，導(dǎo)致福島核電廠發(fā)生一系列嚴(yán)重事故。福島事故后，核電廠的地震風(fēng)險進(jìn)一步引起核工業(yè)界的廣泛重視，我國核安全監(jiān)管當(dāng)局也對在建和在役核電廠提出了開展核電廠的地震風(fēng)險評價的指導(dǎo)性意見，因此對在建和在役的核電廠開展地震風(fēng)險評價顯得尤為重要和迫切。

抗震裕量評價(SMA)是開展核電廠地震災(zāi)害風(fēng)險評價的重要方法之一，其評價結(jié)果作為衡量核電廠安全性的重要指標(biāo)之一。SMA的目的是為了分析核電廠的抗震能力，找出核電廠抗震的薄弱環(huán)節(jié)，為核電廠抗震能力改進(jìn)提供支持，提高核電廠的抗震能力。

目前國際上已經(jīng)有部分核電廠應(yīng)用了SMA方法對核電廠的地震風(fēng)險開展了評估[1-3]，本文采用SMA方法對福建福清核電廠1、2號機(jī)組的地震風(fēng)險進(jìn)行評價，找出該電廠的抗震薄弱環(huán)節(jié)，為其抗震能力改進(jìn)提供支持和建議。

1 SMA分析方法

20世紀(jì)90年代美國核管理委員會(NRC)針對先進(jìn)輕水堆設(shè)計認(rèn)證階段的地震風(fēng)險評價進(jìn)行了論證論述[4],提出了一種基于概率安全分析的抗震裕量評估(PSA-BASED SMA)方法，該方法可認(rèn)為是不包括地震危險性分析的簡化地震PSA分析，NRC在2010年對采用PSA-based SMA進(jìn)行地震風(fēng)險評價工作給出了更為具體的實施導(dǎo)則[5]。

圖1給出了SMA方法的流程簡圖，主要有以下幾個步驟：

1) 確定用以評價核電廠抗震能力的抗震裕度地震(SME)，評估在此地震水平下核電廠的響應(yīng)；

2) 基于內(nèi)部事件一級PSA的邏輯模型，建立初步的SMA的邏輯模型用于地震設(shè)備清單的初步篩選；

3) 提出地震設(shè)備清單(SEL)，選出所有用于緩解地震始發(fā)事件的系統(tǒng)和設(shè)備及其相關(guān)的構(gòu)筑物(SSC)，并對清單進(jìn)行篩選，篩除抗震能力足夠高的系統(tǒng)和設(shè)備，減少后續(xù)系統(tǒng)和設(shè)備在地震情況下的力學(xué)分析工作；

4) 進(jìn)行核電廠走訪，對初步篩選出的SEL進(jìn)行核實和修正

5) 對篩選出的SSC進(jìn)行力學(xué)評估，分析SSC在地震情況下的易損性；

6) 繼電器震顫分析，篩選出可疑的繼電器；

7) 根據(jù)生成的SSC清單及其抗震能力評估結(jié)果對初步的SMA邏輯模型進(jìn)行修正；

8) 對SMA的邏輯模型進(jìn)行定量化分析，最終獲得核電廠的抗震能力評價結(jié)果，對核電廠的抗震能力改進(jìn)提出建議。

圖1 SMA分析方法簡圖Fig.1 SMA method flowchart

2 福清核電廠1、2號機(jī)組SMA分析

本文以福清核電廠1、2號機(jī)組為分析對象，開展SMA研究，研究其抗震裕量。

2.1 確定抗震裕度地震

核電廠設(shè)計過程中存在一定的保守性，這種內(nèi)在的保守性為核電廠的抗震能力提供了額外的裕量，使得核電廠存在承受超過設(shè)計基準(zhǔn)地震(安全停堆地震SSE)的可能性，但是核電廠的系統(tǒng)與設(shè)備的抗震能力有限，因此確定一個在SSE以上的抗震目標(biāo)，在此目標(biāo)地震情況下，核電廠依然可以置信度高的完成安全穩(wěn)定停堆，此預(yù)期的地震目標(biāo)為抗震裕度地震(SME)。

確定的SME即為核電廠抗震裕量評估的驗收準(zhǔn)則。因此SME的確定值對于地震裕量評價尤為關(guān)鍵，SME確定值過高，只有少數(shù)系統(tǒng)、設(shè)備或構(gòu)筑物(SSC)滿足，需對剩余的大量SSC做進(jìn)一步分析工作，造成SMA工作大幅增加；若SME確定值過低，大多數(shù)的SSC滿足SME的要求，而無法識別出限制電廠抗震能力的SSC，削弱了SMA分析結(jié)果的可靠性。

根據(jù)USNRC發(fā)布的《先進(jìn)輕水堆設(shè)計的政策、技術(shù)和執(zhí)照問題》[4]文件中的要求“以PSA為基礎(chǔ)的抗震裕量分析將考慮約5/3倍的設(shè)計基準(zhǔn)SSE的地面加速度范圍內(nèi)，所有導(dǎo)致堆芯損壞或安全殼失效的序列易損性”，考慮到福清1、2號機(jī)組為二代改進(jìn)型反應(yīng)堆和福島事故之后對于核電站抗震能力要求的提高，本文采用5/3倍的SSE作為福清1、2號機(jī)組地震裕量分析的抗震裕度地震。福清1、2號機(jī)組的設(shè)計基準(zhǔn)地震SSE為0.2 g，因此SME為0.33 g。

2.2 建立初步SMA邏輯模型

基于內(nèi)部事件一級PSA模型結(jié)合SME水平的地震下對核電廠可能造成的影響，建立初步的SMA邏輯模型。SMA邏輯模型主要包括：始發(fā)事件、事件樹模型、故障樹模型。

2.2.1 始發(fā)事件

地震可能使得核電廠的多個安全功能受到威脅，進(jìn)而導(dǎo)致堆芯損壞和放射性釋放等后果。與功率運(yùn)行工況內(nèi)部事件一級PSA中的始發(fā)事件定義類似，主要考慮會直接導(dǎo)致堆芯損壞、或需要停堆、或需要進(jìn)行事故緩解的地震誘發(fā)的始發(fā)事件。

始發(fā)事件確定的原則與假設(shè)如下：1) 以功率運(yùn)行一級PSA模型為參考；2) 參考NUREG/CR-4840[3]對始發(fā)事件應(yīng)該涵蓋的范圍；3) 在SME地震下，廠外電喪失，并且不考慮廠外電的恢復(fù)；4) 在SME地震下，認(rèn)為所有非安全相關(guān)的系統(tǒng)及設(shè)備SSC不能執(zhí)行安全功能，且多重系列安全系統(tǒng)的冗余性不可信；5) 分析地震發(fā)生后可能直接導(dǎo)致堆芯損壞或可能引起停堆的地震始發(fā)事件；6) 建立地震前端事件樹時，各題頭事件按照事故后果的嚴(yán)重程度進(jìn)行排序，首先考慮對核電廠安全系統(tǒng)運(yùn)行威脅最大的地震導(dǎo)致的始發(fā)事件，即構(gòu)筑物結(jié)構(gòu)失效引起的廠房災(zāi)害性失效，然后再分析地震導(dǎo)致的系統(tǒng)或設(shè)備失效引起的始發(fā)事件；7) 對于地震可能引起的一回路或二回路瞬態(tài)事故，因其失效本質(zhì)可以認(rèn)為是喪失廠外電導(dǎo)致或與喪失廠外電事故進(jìn)程類似可以歸入到喪失廠外電事故中一并考慮。

根據(jù)始發(fā)事件確定的原則與假設(shè)初步確定由地震誘發(fā)的始發(fā)事件如下：1) 構(gòu)筑物結(jié)構(gòu)失效引起的廠房災(zāi)害性失效；2) 超出應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)能力的事故；3) 大LOCA；4) 中LOCA；5) 小LOCA；6) 蒸汽管道破裂；7) 給水管道破裂；8) 蒸汽發(fā)生器傳熱管道破裂；9) 喪失全部熱阱；10) 未能緊急停堆的預(yù)期瞬態(tài)；11) 喪失廠外電事故。

2.2.2 事件樹模型

根據(jù)2.2.1節(jié)確定地震誘發(fā)的11類始發(fā)事件，對這11類地震誘發(fā)的始發(fā)事件進(jìn)行事故進(jìn)程分析。對于地震引起構(gòu)筑物結(jié)構(gòu)失效引起的廠房災(zāi)害性失效和超出應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)能力的事故，認(rèn)為直接導(dǎo)致堆芯長期裸露而損壞，不建樹分析，其他9類事故建立事件樹進(jìn)行事故進(jìn)程分析，圖2給出了喪失廠外電源事故的事件樹，其他事件樹與此形式類似。

圖2 喪失廠外電源事件樹Fig.2 Event tree of loss of offsite AC power

2.2.3 故障樹模型

基于內(nèi)部事件一級PSA的故障樹模型為基礎(chǔ)，對每個頂事件建立故障樹，考慮SME地震震動下可能導(dǎo)致SSC失效的影響，如圖3的安全閥自動失效故障樹模型所示，在一級PSA故障樹模型的基礎(chǔ)上考慮部件由于地震失效。

圖3 故障樹模型Fig.3 Fault tree

2.3 篩選SEL及核電廠走訪

依據(jù)初步的SMA邏輯模型和系統(tǒng)設(shè)計手冊篩除出初步的地震設(shè)備清單(SEL)。考慮到核電廠建造施工與圖紙設(shè)計上可能存在一定的差異(如：結(jié)構(gòu)完整性、錨固情況等)和可能存在的地震誘發(fā)的火災(zāi)、水淹及空間相互作用等問題，有必要進(jìn)行核電廠走訪，對初步提出的SEL進(jìn)行核實和修正。如通過對福清2號核電機(jī)組走訪可知穩(wěn)壓器房頂上有吊車，存在地震情況下吊車對穩(wěn)壓器的空間互相作用的影響，因此需要評估吊車的抗震能力，在SEL中就需要考慮把吊車及相關(guān)部件考慮進(jìn)去。

2.4 SSC的易損性力學(xué)分析

易損性評價的目的是根據(jù)地面運(yùn)動參數(shù)，

如峰值地面運(yùn)動加速度(PGA)或譜加速度，評價給定部件的抗震能力。易損性評價采用高置信低失效概率(HCLPF)抗震能力值來進(jìn)行表征和評價，采用PGA進(jìn)行描述，該值的意義為分析對象在發(fā)生地震情況下，高于95%的置信度、低于5%的失效概率條件下對應(yīng)的地震加速度值。

易損性曲線為PGA的對數(shù)正態(tài)分布描述，易損性一般可用公式(1)[6]進(jìn)行闡述：

(1)

式中：Am——地震條件下抗震能力的中值；βR——易損性曲線的隨機(jī)性；βU——中值曲線置信度離散情況的不確定性。

需要注意的是電氣和儀控設(shè)備的HCLPF的計算需要基于電儀設(shè)備的抗震試驗，其HCLPF表達(dá)式[1]如下：

HCLPF=FS×SME

(2)

FS=lowest(TRSc/RRSc)

(3)

式中：TRSc：CDFM試驗響應(yīng)譜；RRSc：SME需求響應(yīng)譜。

從關(guān)系式2和3中可知系數(shù)FS大于1時，儀控設(shè)備的HCLPF值大于SME。值得一提的是電儀設(shè)備的抗震能力試驗鑒定多為驗證性試驗，即滿足SSE下的地震條件即可，并沒有通過抗震試驗來獲得設(shè)備實際抗地震能力，因此考慮對設(shè)備的抗震能力進(jìn)行一定程度的挖潛[1]。

采用HCLPF的方法對SSC易損性進(jìn)行力學(xué)分析，典型部件的HCLPF值參見表1。分析表明核電廠的一回路輔助管道的HCLPF值為0.22g，交流和直流配電盤的HCLPF值為0.28g，低于SME(0.33g)，這些設(shè)備的抗震能力相對薄弱。

表1典型部件的HCLPF

Table1HCLPFoftypicalcomponents

部件名稱HCLPF(g)部件名稱HCLPF(g)部件名稱HCLPF(g)堆內(nèi)構(gòu)件0 34硼注箱0 37給水管道1 01控制棒機(jī)構(gòu)0 34硼酸貯存箱0 62蒸汽管道0 96燃料組件0 34上充泵0 38SG傳熱管0 46穩(wěn)壓器安全閥0 36安噴泵0 36NC+機(jī)柜0 43一回路輔助管道0 22安噴系統(tǒng)熱交換器0 53DAS機(jī)柜0 43電動輔助給水泵0 45低壓安注泵0 33交流配電盤0 28汽動給水泵0 34余熱排出泵0 68直流配電盤0 28安注泵0 36余排熱交換器0 34安注箱0 54冷卻劑主管道0 50

2.5 繼電器震顫分析

繼電器震顫指的是地震可能引起繼電器觸頭振動，導(dǎo)致原本觸頭開/合狀態(tài)的改變，進(jìn)而對外發(fā)出錯誤信號，該誤信號可能導(dǎo)致設(shè)備拒動或者誤動，從而影響反應(yīng)堆安全。EPRI的相關(guān)經(jīng)驗表明[1]地震條件下，對繼電器的主要影響為觸點(diǎn)震顫，帶有觸點(diǎn)震顫的設(shè)備有：輔助繼電器、保護(hù)繼電器、接觸器、各類開關(guān)、開關(guān)量儀表等。震顫分析的主要步驟為：1) 根據(jù)SEL中所列的電氣儀控設(shè)備篩選出繼電器的設(shè)備，且進(jìn)一步篩出HCLPF

從表1可知交/直流配電盤的HCPFL為0.28g小于SME，繼電器震顫分析研究發(fā)現(xiàn)ECP的繼電器震顫會導(dǎo)致高壓安注誤觸發(fā)及主蒸汽隔離閥誤關(guān)，不過由于ECP上有足夠的提示信息，且操縱員能夠及時復(fù)位，因此認(rèn)為ECP震顫是可以接受的?？傮w而言，繼電器震顫可能導(dǎo)致設(shè)備在SME過程中的誤動作，不過地震后，通過操縱員動作，繼電器仍能響應(yīng)和執(zhí)行電廠保護(hù)或控制系統(tǒng)發(fā)出的命令，繼電器震顫的影響是可以接受的。

2.6 SMA邏輯模型修正及定量化

2.6.1 SMA邏輯模型修正

在生成的SEL清單和SSC抗震能力定量化計算的基礎(chǔ)上，對SMA邏輯模型進(jìn)行修正。從表1可知冷卻劑主管道的HCLPF為0.5g，主蒸汽管道的HCLPF為0.96g，主給水管道HCLPF為1.01g，SG傳熱管的HCLPF為0.46g，這些設(shè)備的HCLPF值較大，抗震能力足夠高，因此在SME地震情況下可以認(rèn)為不會導(dǎo)致的此類設(shè)備失效導(dǎo)致的始發(fā)事件。最終修正后的SMA始發(fā)事件如下，地震始發(fā)事件分級樹見圖4：

—構(gòu)筑物結(jié)構(gòu)失效引起的廠房災(zāi)害性失效；

—超出應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)能力的事故；

—小LOCA；

—穩(wěn)壓器安全閥泄漏；

—喪失全部熱阱；

—未能緊急停堆的預(yù)期瞬態(tài)；

—喪失廠外電源。

圖4 地震始發(fā)事件樹Fig.4 Seismic event tree

根據(jù)最終確定的地震始發(fā)事件建立各始發(fā)事件的事件樹模型，針對事件樹中的頂事件建立故障樹模型。在事件樹和故障樹模型中同樣需結(jié)合SEL清單對模型進(jìn)行一個修正，從而建立最終的SMA邏輯模型。

2.6.2 SMA邏輯模型的定量化

SMA邏輯模型定量化分析是將基本事件SSC的HCLPF值采用最大-最小法代入故障樹模型、事件樹模型獲得系統(tǒng)的HCLPF和事件序列的HCLPF。最大-最小法的定義如下：對于以“與”門邏輯關(guān)系組合的事件，要所有事件都發(fā)生才會導(dǎo)致上級事件發(fā)生，因此上級事件的HCLPF值由這些事件的最大HCLPF值決定；對于以“或”門邏輯關(guān)系組合的事件，任一事件發(fā)生都會導(dǎo)致上級事件發(fā)生，因此上級事件的HCLPF值由這些事件的最小HCLPF值決定。

采用故障樹模型分析得到各系統(tǒng)的HCLPF，如圖5給出了控制棒下落失效的故障樹模型，從故障樹中可知，控制棒驅(qū)動機(jī)構(gòu)失效或者堆芯組件失效都將導(dǎo)致控制棒下落失效，根據(jù)最大—最小法，選取最小的驅(qū)動機(jī)構(gòu)和堆芯組件的HCLPF值表征控制棒下插失效的HCLPF，結(jié)合SSC易損性分析結(jié)果可知控制棒下插失效的HCLPF值為0.34g。

圖5 控制棒下落故障樹Fig.5 Fault tree of control rods drop

表2給出了各主要系統(tǒng)的HCLPF值，從表2可知各主要系統(tǒng)的抗震裕量HCLPF大多數(shù)為0.28g小于SME，這是因為直流和交流電力支持系統(tǒng)抗震能力相對薄弱，導(dǎo)致各系統(tǒng)的抗震裕量低于SME。

表2 主要系統(tǒng)的HCLPF

事件樹模型的頂事件的HCLPF可以通過各故障樹定量化獲得，采用最大-最小法可以獲得各事件序列的HCLPF值，參見表3。通過表3可知小LOCA和喪失廠外電源事件序列的HCLPF為0.28g，小于SME(0.33g)。

表3 事件序列的HCLPF值

2.7 核電廠的HCLPF

采用最大-最小法可知對于導(dǎo)致堆芯損壞的不同始發(fā)事件而言，任一始發(fā)事件的發(fā)生都會導(dǎo)致堆芯損壞，取各事件中最小的HCLPF值作為表征核電廠的HCLPF。通過表3可知可能導(dǎo)致堆芯損壞的各事件序列的HCLPF最小值為0.28g，因此福清核電廠1、2號機(jī)組的HCLPF為0.28g小于SME(0.33g)。

3 討論

本文對福清核電廠1、2號機(jī)組的抗震裕量進(jìn)行了分析評價，研究發(fā)現(xiàn)核電廠的一回路輔助管道、交流和直流的配電系統(tǒng)抗震能力相對薄弱是導(dǎo)致核電廠抗震能力薄弱的主要原因。

因此需要對一回路輔助管道抗震能力的部分進(jìn)行改進(jìn)設(shè)計，增強(qiáng)管道的抗震能力；需進(jìn)一步提高交/直流配電系統(tǒng)的抗震能力，特別應(yīng)保證應(yīng)急柴油機(jī)發(fā)電機(jī)組的運(yùn)行可靠性。

針對福清核電廠1、2號機(jī)組的抗震裕量評價過程中也存在一些需要進(jìn)一步改進(jìn)或值得借鑒的地方：

1) 建議主要SSC的力學(xué)評估工作在SMA邏輯模型建立之前開展，特別是針對其失效導(dǎo)致始發(fā)事件的SSC開展力學(xué)評估，主要SSC的篩選可以參考內(nèi)部一級PSA。這樣可以更準(zhǔn)確的確定地震始發(fā)事件，有效減少后續(xù)SMA邏輯模型建立、地震設(shè)備清單生成及SMA邏輯模型定量化的工作量；

2) 核電廠的走訪對于設(shè)備清單的核實與修正是關(guān)鍵的一個環(huán)節(jié)，因此核電廠的走訪時機(jī)直接影響走訪的效果。核電廠建造未完成，不能完整反映核電廠建造的真實情況，核電廠功率運(yùn)行后不太方便進(jìn)行走訪工作，這兩種時機(jī)期間走訪確定的清單都不能完整反映核電廠建造的真實情況，所以建議在核電廠建造剛完成但尚未功率運(yùn)行或調(diào)試時進(jìn)行走訪效果最佳。

3) 電儀設(shè)備的抗震能力分析主要基于抗震鑒定試驗結(jié)果，目前電儀設(shè)備的抗震能力鑒定多為驗證性試驗，試驗范圍只到SSE地震條件，在分析過程中參考國外同行的經(jīng)驗對電儀設(shè)備考慮一定程度的挖潛，因此電儀設(shè)備的抗震能力分析存在一定的不確定。建議后續(xù)電儀設(shè)備的抗震鑒定試驗拓寬驗證的抗震范圍，以確定電儀設(shè)備抗震的準(zhǔn)確性。

4) 建議編制地震規(guī)程，指導(dǎo)操縱員工作，如在繼電器震顫可能導(dǎo)致閉鎖或自鎖需要操縱員根據(jù)指示信息進(jìn)行及時復(fù)位等。

4 結(jié)論

本文針對福清核電廠1、2號機(jī)組的抗震裕量進(jìn)行分析評價，分析結(jié)論和建議如下：

1) 核電廠的抗震能力小于SME，核電廠存在相對薄弱的抗震環(huán)節(jié)；

2) 核電廠的一回路輔助管道、交流和直流的配電系統(tǒng)抗震能力相對薄弱是導(dǎo)致核電廠抗震能力薄弱的主要原因，需要對一回路輔助管道抗震能力的部分進(jìn)行改進(jìn)設(shè)計，增強(qiáng)管道的抗震能力，需進(jìn)一步提高交/直流配電系統(tǒng)的抗震能力，特別應(yīng)保證應(yīng)急柴油機(jī)發(fā)電機(jī)組的運(yùn)行可靠性；

3) 建議選擇合適的時機(jī)進(jìn)行核電廠走訪和拓寬電儀設(shè)備抗震鑒定試驗的抗震范圍以增加SMA分析結(jié)果的準(zhǔn)確性；

4) 建議核電廠編制地震應(yīng)急規(guī)程。

[1] EPRI, A Methodology for Assessment of Nuclear Power Plant Seismic Margin[R], NP-6041-SL, USA,1991.

[2] USNRC, An approach to Quantification of Seismic Margins in Nuclear Power Plants[R], NUREG/CR-4334,USA,1985.

[3] USNRC, Procedures for the External Event Core Damage Frequency Analyses for NUREG-1150 [R], NUREG/CR-4840, USA, 1990.

[4] USNRC, Policy, Technical and Licensing Issues Pertaining to Evolutionary and Advanced Light-Water Reactor (ALWR) Designs[R], SECY-93-087, USA, 1993.

[5] USNRC, Interim Staff Guidance on Implementation of a PRA-Based SMA for New Reactors[R], DC&COL-ISG-020, USA, 2010.

[6] EPRI, Seismic Probabilistic Risk Assessment Implementation Guide[R], EPRI-1002989, USA, 2003.

SeismicMarginAssessmentforFuqingNuclearPowerPlant1/2Units

QIUZhi-fang，ZHANGHang，ZHANGXiao-hua，CAIFeng-chun，WUQing

(Science and Technology on Reactor System Design Technology, Chengdu of Sichuan Prov., 610213, China)

Earthquake is a major external hazard of nuclear power plant and seismic risk assessment is significant for nuclear power plant safety evaluation. Seismic margin assessment (SMA) is an important method to perform seismic risk assessment in nuclear power plant. The objective of SMA is to estimate seismic margin of anti-seismic design in plant which suffers a design basis earthquake and find out weak parts of anti-seismic design in plant. The SMA of Fuqing 1/2 units is performed in the paper. It is concluded from the results that the design of auxiliary pipes and electrical systems have weakness in anti-seismic，which lead to nuclear power plant seismic ability is weak, so aseismic capacity of these components need improvement and the earthquake emergency procedures should be considered.

Eearthquake; SMA; Fuqing 1/2 units

2017-03-11

邱志方(1985—)，男，江西廣昌縣人，工程師，碩士，現(xiàn)主要從事反應(yīng)堆熱工水力與安全分析

TL364

：A

：0258-0918(2017)04-0656-07