安全停堆地震

核電廠的設計常常為核電廠所承受的地震荷載所控制，因而影響了核電廠的造價。因此,確定基本的設計輸入地震運動，顯然是核電廠設計的一個主要的重要環節。設計用的輸入運動廣泛地稱為安全停堆地震(SSE)，在過去這常被稱為最大可靠地震，或設計依據地震。

美國原子能委員會(USAEC)給安全停堆地震以下的定義：

安全停堆地震以估計的最大潛在地震為基礎，考慮了地區與本地的地質和地震的情況以及本地地表下的土壤特性。安全停堆地震所產生的地面運動最大，在這個地震的作用下,一些結構、系統及部件要求保持原有的功能不變。這些結構、系統及部件應能保證：

(1)反應堆冷卻劑的壓力界限的完整性；

(2)具有停止反應堆運行的能力，並保持其安全停運狀態；

(3)防止或減輕事故後果的能力，該事故可能造成與這部分的輻射規定相應的、潛在外泄的危險。

由於地震是對核電站安全潛在的最大威脅，因而在地震區興建核電站都把地震分析和抗展設計作為安全技術最高標準。在確保安全的同時，為了做到節約投資，在核電站設計及設備製造中，則分別按其對核電站的重要程度劃分為三級或四級進行抗震設防。

對於與核安全無關的結構、設備、系統及部件系採用一般的“工業與民用建築物抗震設計規範”，而對核安全有關的部份則需要確定兩個特殊的標準，即安全停堆地震(SSE)及運行依據地展(OBE)。由於SSE對核電站的安全及投資起着主導的作用，所以有時也將其稱為設計依據地震(DBE)。實際上SSE及OBE均屬於設計依據地震，不過SSE對核電站的安全與投資影響很大。所以，在對廠址的可行性研究作技術經濟比較時，在設備製造或設備定貨中分析巳有設備對特定廠址的適宜性時，在進行反應堆廠房及發電廠房等建築物的結構設計時，或研究已有標準設計用於特定廠址上的適宜性時，都需要首先確定SSE。

我國核電廠廠址，從地震活動期分析，在電站壽期內的後半期將會進入地展活動的相對活動期。此外，核電站建設還有一個特點，即在其壽期終止後，因放射性物質衰變期限相當長，並由於熱腐蝕、核腐蝕和化學腐蝕使設備、管道脆化和老化，不論是更換設備或採取封閉措施，而核電站仍繼續為一放射性源。

所以，對核電站的地震工程評價需要考慮兩個時限：一為電站壽期(包括前期)的四十、五十年，再是壽期終止後的相當長時期。這兩個時限不同於目前我國所通用的地震基本烈度為一百年的時限。

對SSE的確定，國外多采用斷層破裂長度估計潛在地震震級對廠址的影響的方法，而我國則是世界上歷史地震記錄時間最長的國家，有豐富的歷史地震資料，因此，可以充分利用我國不同地區的地震、地震工程的資料和力量來完成這一任務。地質、地球物理及地震工程的資料和力最來完成這一任務。 ^[1] 

估算安全停堆地震一般均採用定數法或概率法，其目的是以一定的物理量來表達在SSE情況下的地面振動運動，如地面加速度峯值、響應譜、地震時間歷程(Timeilistory)以及地震持續時間(Duration)等等，而其中最主要的是地面最大加速度。

確定核電廠安全停堆地震的常用方法一般是以“定數”的概念為基礎。這個概念通常考慮歷史資料中廠址所遇到的最壞的預期地震效應。

1.複查並彙總廠址地區的基本地質及構造資料，特別要注意地圖上標出的斷層及地震地質構造區的邊界線。

2.複查包括近海範圍的地區的地震歷史，標出所有大地震的震中位置，並把這些震中繪在標有各地的烈度的地圖上。同時要考慮資料的其他方面，如資料所屬的年代、建築的類型、當地人口等。

3.找出這些震中與地圖上所繪的斷層的關係以及與第1步驟所定義的地震地質構造區的關係。

4.根據第3步驟的結果，沿每一斷層或在每一地震地質構造區，選擇最嚴重的地震，假定為一組可能發生的安全停堆地震，並將這些地震沿斷層或在地震地質構造區範圍內移動至距廠址最近的點。

5.分析廠址附近地區的有感地震等震線資料來制定一套能用於廠址區的衰減曲線。

6.用第5步驟所得的衰減曲線和第4步驟所得的一組可靠的安全停堆地震，並沿着斷層距廠址的最小距離確定廠址的烈度，把這個烈度劃為廠址的安全停堆地震烈度。

7.通過可以接受的烈度與地面峯值加速度的關係，確定相應於安全停堆地震的廠址地面峯值加速度。 ^[2]