1）地震检测的基本要求

在我国核安全局发布的安全导则HAD 102/02—2019《核动力厂抗震设计与鉴定》第5章“地震仪表”中专门规定了电厂地震监测仪表的基本要求。国标GB50267《核电厂抗震设计标准》和美国国家标准ANSI-2.2《核电厂地震仪表准则》列出了监测仪表系统的测点位置要求，分别列于表6.5.1和表6.5.2。美国核电厂安全分析标准审查大纲3.7.4《地震仪表》也给出了地震监测仪表系统的测点位置要求。

表6.5.1　国标GB50267中的地震仪表系统测点位置

表6.5.2　美标ANSI-2.2中的地震仪表系统测点位置

具体设置位置要求的共同点主要为：①自由场；②安全壳基础；③安全壳构筑物内两个标高位置；④取一个独立的，其反应不同于安全壳的抗震Ⅰ类构筑物基础；⑤独立的抗震Ⅰ类构筑物上某一个标高位置处。

另外地震监测系统包括监测加速度传感器的主要性能要求，对于不同标准之间的比较如表6.5.3所示。

2）地震后停堆判别准则

核电厂地震监测系统的一个重要作用就是当地震超过规定阈值时能及时报警，根据需要可另外设置自动停堆触发机制。核电厂地震监测系统根据监测到的地震信号对其进行快速实时处理和分析，其目的是对是否需要停堆以及震后行动作出正确判断。

表6.5.3　监测系统的主要性能比较

注：*该范围可通过对记录加速度信号进行计算校正的方法实现。

RG.1.166《地震前计划与地震后行动》要求核电厂发生地震后停堆准则是能快速确定地震事件对核电厂造成严重程度即是否有必要停运作出判断。图6.5.1为核电厂震后如何决策停堆的流程。

该流程要求地震监测分析系统应具有计算5%阻尼比下1～2 Hz范围内的速度反应谱与2～10 Hz范围内的加速度反应谱以及计算时程上的累加绝对速度（CAV）值的能力。其判断停堆准则为下述3方面要求，如其中一项超过就认为超出。

（1）核电厂地面自由场上的速度反应谱或加速度反应谱是否超出并与加速度时程得到的累计绝对速度是否同时超出。

（2）反应堆厂房基础上的速度反应谱或加速度反应谱是否超出。

（3）厂外地震烈度或震级水平是否超出。

但需注意的是上述3项中优先选项为（1），在图6.5.1中与应同时满足；其次选项为（2），应满足图6.5.1中的；再次选项为（3）。当不超出电厂继续运行OBE值时，则可认为电厂仍可继续运行。这里还需注意：

图6.5.1　核电厂震后停堆决策流程

（1）当与设计反应谱作比较时，在1～2 Hz范围内的测量分析获得的反应谱应与地面运动设计速度反应谱（如低水平地震反应谱或按安全停堆地震缩减1/3的设计速度反应谱）和谱速度15.24 cm/s中取大者进行比较。(www.daowen.com)

在2～10 Hz范围内的测量分析获得的反应谱应与地面设计加速度反应谱（如低水平地震反应谱或按安全停堆地震缩减1/3的设计加速度反应谱）和0.2g中取大者进行比较。

（2）累加绝对速度（CAV）的计算方法为：首先将地面每个方向运动的绝对加速度时程以1 s为间隔进行划分，然后对1 s间隔内至少有1个峰值超过0.025g的加速度进行处理，将整个记录中的处理值作累加即可得到该时程记录的CAV值（单位为g-s）。对于低水平地震取1/3SSE时CAV值可取0.16 g-s。

CAV的计算式为

式中，a（t）为检测到的地面加速度时程曲线。

典型CAV图如图6.5.2所示。

图6.5.2　典型计算CAV图

（a）全程分析图；（b）细化分析图

3）震后行动

（1）即使核电厂安装了自动停堆系统，也应对震后行动制订详细计划和规程。

（2）主控室运行人员应通过地震监测系统对地震测量数据分析后数据与原抗震设计作比较后作出评估，并对电厂损坏状况作现场巡检与评估，还应包括恢复（或继续）运行是否准备就绪作出评估。

图6.5.3　预期响应历程

（3）震后巡检行动应与原制订的“震后检查大纲”基本一致，并与核电厂物项的安全分级和抗震分类相一致。震后应将需要进行试验的性质、范围和位置等条件清楚地列入计划中，并说明是否直接与预期物项的损伤相关。考虑到实际可行，试验尽可能限于可达物项的目视检查，并与所有安全相关物项进行过所规定的抗震性能鉴定的验证结果作对比。

（4）制订震后巡检规程的内容至少包括①总规程逻辑——包括《预期响应》和《非预期响应》，其流程如图6.5.3所示。②附件1——震后巡检活动清单和流程（见图6.5.4）。③附件2——恢复运行评估表，其流程如图6.5.5所示。④附件3——SSC地震损伤程度分级表。

图6.5.4　停运后检查和试验流程

（5）应在规程中明确并及时告知核安全监管部门有关重新启动运行的规定。重要文件应永久保存并有追溯性校验。

图6.5.5　长期评估的验收准则流程