背景
核電廠事故影響範圍大，後果嚴重，對周圍環境、居民安全和社會公眾心理等造成災難性影響，核電廠安全運行受到世界各國高度重視。人類歷史上曾發生過多次核事故，早期核事故通常由內部事件或人為操作失誤導致，而近期發生的日本柏崎·刈羽核事故和日本福島核事故，凸顯地震等外部事件對核電廠運行安全的威脅。2011 年日本福島核事故後，世界各國紛紛要求核電廠進行超設計基準地震的抗震安全評估。
核電廠抗震安全評估包括 2 種方法:
地震機率風險評估 ( seismic probabilistic risk assessment，SPRA) 和抗震裕量評估( seismic margin assessment，SMA) 。SPRA 法從全機率角度評估核電廠的地震風險，評估結果具有較大的不確定性( 包括地震危險性和地震易損性等引入的大量不確定性) ，且該方法需要機率論和統計學等數學知識，不利於工程技術人員掌握。SMA 法是一種更加直接、簡單且爭議較少的評估方法國外( 特別是美國) 對核電廠 SMA 方法的研究與套用較早積累大量的分析數據和評估經驗，但該方法目前仍需要依靠專家判斷等經驗數據，評估結果較保守。我國對 SMA 方法的理論研究與實際套用起步較晚 ，亟需開展相關基礎性研究工作。
SMA 方法的研究背景與發展歷程
SMA 方法起源於美國，其研究背景可歸納為4 個方面:
①20 世紀 70 年代，地震危險性分析結果表明，存在超越安全停堆地震( safety shutdownearthquake，SSE) 的可能性;
②美國反應堆防護顧問委員會提出核電廠超設計基準地震下的實際安全裕量的問題;
③SPRA 的計算結果通常具有較大的不確定性( 特別是地震危險性分析結果) ;
④確定性過程易於專業人員理解和溝通。1984—1985 年期間，美國核管理委員會( nucle-ar regulatory commission，NRC) 組織專家論壇首次提出了核電廠 SMA 方法，繼而發表系列報告〔8 -10〕對 SMA 方法進行了詳細總結，也稱 NRC 法。1991年電力能源研究所( electric power research institute，EPRI) 提出另外一種 SMA 方法，稱為 EPRI 法。
上述 2 種方法提出較早，且具有相同的評估目的，即包括分析核電廠的高置信度低失效機率( high confi-dence of low probability of failure，HCLPF) 值和抗震薄弱環節，筆者將 NRC 法和 EPRI 法統稱為早期SMA 方法。之後，美國分別運用 NRC 法和 EPRI 法對本國一些核電廠進行了 SMA 套用嘗試。1993 年美國 NRC 提出一種基於機率風險評估( probabilistic risk assessment，PRA) 的 SMA 方法，該方法不包含 SPRA 中的地震危險性分析，但最大限度地保留 SPRA 中地震易損性和系統分析的內容。基於 PRA 的 SMA 法不僅可以得到核電廠的 HCLPF值和抗震薄弱環節，同時可評估核電廠地震風險，用於核電廠設計認證( design certification，DC) 分析。
日本福島核事故加速 SMA 方法在核電廠評估領域的套用: 歐洲國家運用 SMA 方法進行核電廠壓力測試; 我國核安全部門要求國內在建和已建核電廠需要進行抗震裕量評估，西屋公司、清華大學和法國 AREVA 公司分別對 AP1000 核電廠、石島灣核電廠和台山核電廠進行 SMA 研究。
SMA 方法的基本內容及研究進展
SMA 法包括 EPRI 法、NRC 法和基於 PRA 的SMA 法。各方法基本內容包含審查級地震確定、巡查/走訪、抗震能力分析和系統分析等。
1、 EPRI 法和 NRC 法
核電廠抗震裕量評估早期核電廠 SMA 評估包括 2 種方法: EPRI法和 NRC 法 ，2 種分析方法的具體步驟如圖 1 所示。EPRI 法和 NRC 法的最終目的都是計算核電廠的 HCLPF 能力值，找到核電廠抗震薄弱環節。
2、基於 PRA 的 SMA 法
根據核電廠 SMA 定量成果，可得到核電廠由峰值地面加速度( peak ground acceleration，PGA) 表示的 HCLPF 能力值，結果信息便於專業人員交流。核電廠進行 SPRA 評估後，可得到風險曲線( 表示不同事故後果的超越機率) ，便於公眾理解。SMA 和SPRA 存在差異和聯繫。Prassinos 等根據部分核電廠 SPRA 評估的結果，確定重要系統和部件( 包括電力設備、管道系統和儲水罐等) 的 SMA 結果。核電廠 SMA 所得結果也可以最終生成 SPRA結果，用於定量的風險指引型決策 。早期的 2 種SMA 方法，不能直接得到核電廠地震風險結果。為了避免進行廠址地震危險性分析，同時又可得到地震風險結果，1993 年美國形成了一種基於 PRA 的SMA 法，在核電廠設計認證中得到了套用，是第3 種 SMA 方法。
3、抗震裕量的定義
核電廠抗震裕量評估日本核能安全組織將核電廠結構、系統和部件( structures，systems and components，SSCs) 的抗震裕量( seismic margin，SM) 定義為3 種形式:
①設計裕量( design margin) ;
②基於中位值的裕量( me-dian-based margin) ;
③基於機率的裕量( probability-based margin) 。
設計裕量可表示為允許設計值( allowable de-sign value) 和設計回響( design response) 的比值，如圖2所示; 基於中位值的裕量是中位值抗震能力和中位值實際回響的比值，如圖3 示; 基於機率的抗震裕量是在指定失效機率下的抗震裕量，被定義為具有指定失效機率能力值和實際回響的比值，如圖3所示.
4、審查級地震
在地震輸入方面，SMA 法直接根據經驗選擇一個審查級地震( review level earthquake，RLE) ，可保守地表示為具有 84%不超越機率地震。在 EPRI 法中，RLE 稱為抗震裕量地震( seismic margin earth-quake，SME)。EPRI 法中的 SME 可由 4 種方法確定:
①直接指定一個水平峰值加速度，如0. 3 g的 PGA，g 為重力加速度;
②通過一個具有一致年超越機率譜型指定 SME;
③指定抗震的震級 M L範圍( 如 5. 8≤M L ≤6. 3) 和震中距範圍( 如廠址距離小於 25 km) ;
④運用標準( 非指定廠址) 譜，如NUREG/CR-0098 譜。國際原子能署( internationalatomic energy agency，IAEA)〔23〕 指出 RLE 應該大於設計基礎地震，建議 RLE 與設計基礎地震的比例在1. 5 ～ 1. 66 之間取值，且豎向地震動強度不小於水平地震動的 2/3。在獨立電廠外部事件檢查( indi-vidual plant examination of external events，IPEEE) 項目中，美國 NRC 指定 RLE 為具有0. 3 g 峰值加速度的 NUREG/CR-0098 中位值譜。美國對於所有新核電廠的抗震裕量評估指定 RLE 為設計基準地震( design basis earthquake，DBE) 的 1. 67 倍。歐洲建議新核電廠的抗震裕量評估選用的 RLE 地震動加速度是 DBE 的 1. 4 倍。
5、巡查/走訪
巡查是核電廠 SMA 中的重要步驟，通過巡查可以將評估有效地集中在少量篩選後的 SSCs 上。巡查工作包括 2 方面內容: 巡查隊伍和巡查制度。巡查隊伍通常由抗震能力分析人員、系統工程師和電廠管理人員等組成。巡查人員需要具有相應的專業知識和經驗，包括核電廠設計經歷、熟悉核電廠SSCs 的失效模式和 SSCs 的操作等。巡查工作同樣需要一個完善的條例和制度，如巡查前的準備工作需要的事項等。
Campbell 等對 SMA 中的走訪/巡查準則進行詳細介紹，包括巡查前準備工作，結構、系統和部件在巡查中應注意的事項。弓振邦等對 SMA 中走訪的流程進行了總結描述，並給出高效走訪建議。2012 年 EPRI 發表報告，總結 NRC 在日本福島核事故後提出的涉及抗震巡查/走訪的內容，包括人員資質、SSCs 的選擇、巡查和區域篩查、地震許可證基礎的評估、同行評審、IPEEE 易損性和提交報告等。
6、CDFM 法和 SFA 法
保守確定性失效裕量( conservative deterministicfailure margin，CDFM) 法和地震易損性分析( seismicfragility analysis，SFA) 法分別是 2 種評估核電廠SSCs 抗震能力( 通常是得到 HCLPF 值) 的方法。CDFM 相較於 SFA 更程式化且確定化，與設計過程類似，便於工程人員理解和套用，受專家判斷或分析人員主觀因素影響更小，但計算結果較保守。SFA需要專家判斷和專家經驗等，分析結果具有較大不確定性。
CDFM 法的計算過程和參數取值是一個程式化且確定性的過程: 由抗震能力和抗震需求 2 部分組成。抗震能力包括材料強度、塑性能吸收係數等; 抗震需求包括荷載組合、地震回響譜、阻尼和結構模型等。經過多年發展，CDFM 法的內容發生變化。SFA法是 SPRA 法中的重要步驟，同時 NRC 法也可運用SFA 法計算核電廠 SSCs 的抗震能力，傳統的且目前在核工程領域流行的 SFA 法是“安全係數法”，但基於可靠度的和基於數值統計分析的精細化易損性分析方法是目前及未來核電廠地震易損性方法發展的熱點及趨勢，被越來越多用於核電廠地震易損性評估中。
7、系統分析
EPRI 法、NRC 法與基於 PRA 的 SMA 法中的系統分析方法不同，EPRI 法運用成功路徑法進行系統分析，而 NRC 法和基於 PRA 的 SMA 法的系統分析則運用事件樹和故障樹相結合的方法。成功路徑上的 SSCs，需要由核電廠操作人員、系統工程師和抗震能力工程師聯合進行挑選。每條成功路徑的抗震裕量能力( 通常用 HCLPF 來表示) 等於成功路徑上最弱部件的抗震裕量能力。事件樹和故障樹結合的系統分析方法是 SPRA 中通常採用的方法，NRC 法和基於 PRA 的 SMA 法可借鑑 SPRA 中的系統分析方法。
8、HCLPF 值HCLPF 值是核電廠 SMA 得到的最終結果之一，有 2 種定義方式: ①具有 95% 置信度易損性曲線上相當於 5% 失效機率的能力值; ②平均值易損性曲線上具有 1%失效機率的能力值。
現狀分析及發展趨勢
基於 SMA 法本身問題及我國研究現狀，得出以下結論:
1) CDFM 法目前較為成熟，但仍然存在著一定的保守性，尋求更加合理的 CDFM 計算流程和參數取值能夠使得 SMA 法分析結果更符合實際情況。
2) 目前核工程領域通用的 SFA 方法仍然是保守程度較高的“安全係數法”，運用基於可靠度等知識的精細化易損性分析方法是未來的發展趨勢。
3) 國外已經形成一套適合本國的審查級地震設定方法，我國應該參考國外方法，結合國內實際情況，制定符合我國實際廠址情況的審查地震設定方法，包括進行適合我國核電廠廠址抗震設計譜的研究等。
4) CDFM 方法計算過程需依據各種設計規範，形成適合我國的核電廠設計規範是有效進行 SMA的基礎。
5) HCLPF 值可由數值模擬分析得到，實際分析計算所得數據的準確性需要一個合理的計算模型和假定，對國內已建、在建和將建的各種堆型核電廠更加合理的計算模型和假定的研究是我國核電廠SMA 的基礎。
6) 核電廠 SMA 需要核電廠 SSCs 大量試驗測試數據、分析數據和經驗數據作為數據分析基礎。經過多年發展，國外已經形成研究資料庫。對於國內不同堆芯核電廠，建立相應資料庫將是我國核電廠進行 SMA 研究的基礎。
7) 核電廠 SMA 需要由具有不同專業背景的人員合作完成，包括: 易損性分析人員、系統分析人員和核電廠管理人員等。由於我國在核電廠 SMA 研究與套用方面起步較晚，相關專業人員的培養十分重要。
結論與建議
回顧核電廠抗震裕量評估方法的研究背景和發展歷程，並對其研究進展及發展趨勢總結歸納，得出如下結論:
1) SMA 方法包括 NRC 法、EPRI 法和基於 PRA的 SMA 法 3 種，主要包括審查級地震確定、巡查/走訪、抗震能力分析和系統分析等內容。NRC 法和EPRI 法評估目的相同，套用廣泛。基於 PRA 的SMA 方法可直接得到核電廠地震風險水平，用於核電廠設計認證。
2) SMA 法在國外的研究和實用中，時間較長，但仍存在保守性。運用基於可靠度等精細化易損性分析方法，並採用合理的 CDFM 程式和參數取值，可以提高 SMA 分析結果的科學性。
3) 我國對 SMA 方法的研究與套用起步較晚，亟需開展一些基礎性研究工作，包括: 確定審查級地震，建立資料庫，制定相關規範，建立核電廠合理模型，培養相關人才。
