The Comparison of Seismic Design Requirement of the Equipment for the Nuclear Fuel Cycle Facility in China to Relative International Standard
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摘要: 经过60多年研制与发展，我国已基本建立了完整的核燃料循环体系及相应的工厂和设施。但在这一领域尚缺少设备抗震分级的统一标准，为核燃料循环设施的设备设计、制造、监管和过程控制带来隐患，这也成为我国核燃料循环设施发展的瓶颈，因此目前亟须为核燃料循环设施物项（机械设备、电气设备）建立统一的设备抗震分级标准，以此来规范安全级物项的设计、制造、质保和监管。本文通过详细调研我国各设计院的抗震设计情况，总结提出了基于我国国情的抗震分级及设防要求，为相关研究提供参考。Abstract: After more than 60 years of research and development, China has essentially established a complete nuclear fuel cycle system, along with the necessary supporting factories and facilities. However, the field still lacks a unified standard for the seismic classification of equipment, which poses potential risks to the design, manufacturing, supervision, and process control of nuclear fuel cycle facilities. This deficiency has become a critical bottleneck hindering the further development of China's nuclear fuel cycle infrastructure. Therefore, it is imperative to develop a standardized seismic classification system for nuclear fuel cycle facility items—including mechanical and electrical equipment—to ensure consistency in design, manufacturing, quality assurance, and regulatory oversight of safety-related components. Based on a comprehensive investigation of seismic design practices across major design institutes in China, this study summarizes the current approaches to seismic classification and design requirements, offering insights and recommendations tailored to national conditions for reference and further discussion.
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Key words:
- Nuclear fuel /
- Cycle facilities /
- Design requirement
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表 1 核燃料循环设施分类举例
Table 1. Examples of classification of nuclear fuel cycle facilities
类别 设施举例 一类 乏燃料后处理设施，高放废液集中处理、贮存设施。 二类 离堆乏燃料贮存设施和混合氧化物（MOX）元件制造设施。 三类 铀浓缩设施，铀燃料元件制造设施，中低放废液集中处理、贮存设施，具有临界危害的核燃料循环研究设施。 四类 天然铀纯化/转化设施，天然铀重水堆元件制造设施，不具有临界危害的核燃料循环研究设施。 
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表 2 放射性废液集中处理、储存设施的分类
Table 2. Classification of facilities for centralized treatment and storage of radioactive liquid waste
分类原则 分类情况 按其故障可导致厂区边界在8小时内造成任
何成人所受有效剂量当量的后果进行分级高放：Δ≥0.25 Sv
中放：0.005 Sv<Δ<0.25 Sv
低放：Δ<0.005 Sv按照放射性贮量进行分级 高放：Δ≥3.7×105 MBq
中放：3.7×102 MBq<Δ<3.7×105 MBq
低放：Δ< 3.7×102 MBq
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表 3 不同抗震设计等级要求
Table 3. Different requirements for anti-seismic hazard design
等级 设计要求 方法 抗震设计1级 地震抗震设防烈度加1度设计 静力法（许用应力取不考虑地震作用时的125%） 抗震设计2级 地震抗震设防烈度 静力法（许用应力取与原来相同） 抗震设计3级 不进行抗震计算
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表 4 放化安全等级名称及代号
Table 4. Radiation safety levels and notations
等级名称 代号 放化安全级 RS 放化1级 RS-1 放化2级 RS-2 非安全级 NR 有特殊要求的非安全级物项 NR（S）
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表 5 不同安全等级核设施设备在不同地震设防烈度下的设计地震地面水平加速度值（反应谱的ZPA值）
Table 5. Seismic ground horizontal acceleration values （ZPA value of response spectrum） for nuclear facilities with different safety levels under different national standard seismic fortification intensities
安全分级 设备分类 抗震设计类别和设计要求 抗震设防烈度（基本抗震烈度） 地面水平加速度峰值 6度 7度 8度 9度 安全级设备或
安全重要物项重要设备 按国标甲类设计，采用基本抗震
烈度加1度进行抗震设计，即国
标谱的2倍作线弹性分析。采用国标设计基本地震
加速度的2倍作为输入。0.1 g 0.2（0.3）g 0.4（0.5）g 0.5 g 非安全级设备
或其他设备一般设备 按国标乙类设计，采用国标谱作
线弹性分析。采用国标设计基本地震
加速度作为输入。0.05 g 0.1（0.15）g 0.2（0.3）g 0.4 g 注:表格中内容来源于国标，其中7度区和8度区各有2个设计基本地震加速度取值。
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表 6 1347文件中不同类别核设施的设备抗震要求
Table 6. 1347 anti-seismic hazard requirements for equipment in different types of nuclear facilities
核设施风险分类 核燃料循环设施 设防地震年平均
超越概率设防地震的50年
平均超越概率地震重现
周期/年设施设备的
最高设计等级1类 后处理设施，高放废液集中处理、贮存设施 1×10−4 0.5% 10000 设计1级 2类 离堆乏燃料贮存设施，混合氧化物（MOX）元件制造设施 5×10−4 2% 2000 设计2级 3类 铀浓缩设施，铀燃料元件制造设施，
中低放废液集中处理、贮存设施1×10−3 5% 1000 设计3级 4类 天然铀纯化/转化设施，天然铀重水堆元件制造设施 2×10−3 10% 500 设计4级
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表 7 我国不同类别核设施的设备抗震要求及与1347文件对比
Table 7. Anti-seismic hazard requirements of different types of nuclear facilities in China and comparison with 1347 documents
核设施
风险分类核燃料循环设施 设防地震的50年
平均超越概率地震重现
周期/a1347文件中设施设备的
最高设计等级本文建议的
抗震分类我国的抗震
设计要求1类 后处理设施，高放废液集中处理、
贮存设施。0.5% 10000 设计1级 抗震1类 抗SSE地震论证 2类 离堆乏燃料贮存设施，混合氧化
物（MOX）元件制造设施。2% 2500 设计2级 重要抗震类
（国标甲类）国标谱2倍作线
弹性设计3类 铀浓缩设施，铀燃料元件制造设
施，中低放废液集中处理、贮存
设施。5% 1000 设计3级 — 国标谱1.5倍作
线弹性设计4类 天然铀纯化/转化设施，天然铀重
水堆元件制造设施。10% 500 设计4级 一般抗震类
（国标乙类）按国标谱作线
弹性设计
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