1）核电厂构筑物抗震设计

核电厂构筑物的抗震分析和设计方法必须符合现行适用的规范和标准。混凝土安全壳可按ASME BPVC第Ⅲ卷第2册《混凝土反应堆容器及安全壳规范》CC分卷进行设计、建造和试验。钢安全壳可按ASME BPVC第Ⅲ卷第1册NE分卷《MC级设备》进行设计、建造和试验。凡其中含有OBE项的载荷或载荷组合均从表内被删去。

2）系统和部件的抗震设计

所有系统和设备的抗震分析和设计方法必须符合现行适用的规范和标准，合适时应采用先进技术消除设计和分析中过多的保守性。安全级设备的动力分析技术可遵照ASME BPVC第Ⅲ卷附录N《动力分析方法》。

低水平地震LLE的幅值与等效循环数应增加在核电厂异常工况所涉及的瞬态中，与其他载荷组合进行应力与疲劳分析评定。在有关OBE删去同时对应的阻尼值仅适用于SSE地震，管道系统的抗震设计和分析可遵照ASME规范案例N-411所推荐的阻尼值。阀门采用规格书中SSE≥6g（ZPA），水锤12g。(www.daowen.com)

限制使用液压和机械缓冲阻尼器是必要的，通过更好的支承布置和管道走向、较少保守、更现实的分析技术，可将阻尼器和支承减少。取代阻尼器的方法是用非线性动力分析和吸收能量来考虑管道和支承间的间隙。这样可以大大降低设备制造费用和减小运行中的维修费用。但是，应同时兼顾到管道振动过大的负面影响，需通过预运行阶段振动试验，确保管道振动在允许范围之内。

3）机电设备的抗震鉴定

采用LLE的等效循环次数考核疲劳损伤，抗震鉴定方法应遵循IEEE-344-1987标准。可采用试验、分析、分析与试验相结合或经验等方法证明结构完整性和功能要求的可运行性。