CN113221426B - 一种地震序列作用下的核电厂区域抗震安全评估方法 - Google Patents
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Abstract
一种地震序列作用下的核电厂区域抗震安全评估方法，它属于核电厂抗震安全评估领域。本发明是为解决现有方法未考虑余震作用对结构的潜在威胁以及各核电机组间真实的相关性，导致无法准确评估出核电厂区域真实的抗震安全裕度的问题。本发明考虑相同场地多个核电机组间的相关性及单一核电机组内部不同部件间的相关性，并基于Markov过程考虑了余震发生率的时变特征及地震序列下结构状态的不确定性，最终得到地震序列作用下核电厂区域失效概率的变化趋势；本发明方法可以有效评估地震序列作用下核电厂安全裕度的变化情况，提高了对核电厂区域抗震安全评估的准确率。本发明可以应用于对核电厂抗震安全进行评估。
Description
技术领域
本发明属于核电厂抗震安全评估领域，具体涉及一种在地震序列作用下的核电厂区域抗震安全评估方法。
背景技术
随着我国对能源需求的不断增长，积极发展核电已是我国能源长期发展的重大战略选择。安全是核电发展的前提和基础，然而近些年全球范围内地震事件频发，且多次地震事件中的地震强度已远超核电厂设计强度水平，显然地震已经严重威胁核电厂的安全运营。因此，提出有效的核电厂抗震安全评估方法，对于保障核电厂地震安全及推动核电持续快速发展具有重要战略意义。
在大量地震事件中，主震发生后均伴有多次余震发生。在主震发生后，余震发生率显著增加，之后随时间不断变化，因此余震发生率具有时变特征；此外，余震将加剧结构累积损伤，致使结构抗震能力不断退化，这都将显著增加核电厂的地震风险性。在当前核电厂抗震安全评估方法中，通常通过对地震危险性曲线和易损性曲线进行卷积运算，从而得到核系统不可接受性态水平的年超越概率。然而，传统核电厂抗震安全评估方法中仅考虑单次地震作用，并假设地震发生率不变，且认为结构在地震发生前处于完好状态，显然传统抗震安全评估方法无法考虑余震作用的潜在威胁。
目前，超过50％的核电厂会在相同场地建有多个核电机组，且机组数量最多可达到8个。在地震事件中，多个核电机组将会同时遭受地震作用，从而显著增加核电厂地震风险性。在地震作用下，不同机组的地震响应及失效模式具有相关性，且该相关性将显著影响核电厂的抗震安全裕度。然而在目前核电厂抗震安全评估中，通常仅对单一核电机组进行评估，并假设各机组间相互独立或完全相关，无法有效的考虑各核电机组间真实的相关性。
综上所述，由于现有方法并未考虑余震作用对结构的潜在威胁以及并未考虑各核电机组间真实的相关性，导致无法准确评估出核电厂区域真实的抗震安全裕度。因此，为了确保核电厂在地震序列作用下的安全性，亟需提出一种可以考虑余震影响和各核电机组间真实相关性的多个核电机组区域抗震安全评估方法。
发明内容
本发明的目的是为解决现有方法未考虑余震作用对结构的潜在威胁以及各核电机组间真实的相关性，导致无法准确评估出核电厂区域真实的抗震安全裕度问题，而提出一种地震序列作用下的核电厂区域抗震安全评估方法。
本发明为解决上述技术问题所采取的技术方案是：
一种地震序列作用下的核电厂区域抗震安全评估方法，所述方法具体包括以下步骤：
步骤一、确定目标核电厂，并基于历史地震数据生成目标核电厂所在场地的主震危险性曲线和时变余震危险性曲线；
步骤二、根据步骤一中生成的主震危险性曲线，挑选出用于反映目标核电厂所在场地特征的真实地震序列记录；
步骤三、对目标核电厂内的多个核电机组进行分类，并设定相关性系数：
将具有相同机组设计和结构形式的核电机组划分为同一组，并设定同一组内的核电机组间的相关性系数ρGR，不同组的核电机组间的相关性系数ρU；
步骤四、对于单一核电机组，利用步骤二中挑选出的真实地震序列记录对核结构和核电机组内部设备进行地震响应分析，记录核结构在不同初始损伤状态下，核结构的地震响应数据及核电机组内部设备的地震响应数据；
根据不同初始损伤状态下的核结构、核电机组内部设备的地震响应数据，建立多元联合地震需求模型；
步骤五：基于建立的多元联合地震需求模型，通过Monte Carlo模拟生成核电机组的核结构及内部设备的地震响应样本点，并将生成的地震响应样本点与极限状态进行对比，计算出具有不同初始损伤状态的核结构及核电机组内部设备在余震作用下的失效概率；
再根据具有不同初始损伤状态的核结构及核电机组内部设备在余震作用下的失效概率，计算出单一核电机组在主余震作用下的失效概率；
步骤六：根据同一组内的核电机组间的相关性系数ρGR以及不同组的核电机组间的相关性系数ρU，计算目标核电厂在主余震作用下的失效概率；
步骤七：通过时变余震危险性曲线和目标核电厂在主余震作用下的失效概率，构建单位时间Markov矩阵，并最终计算主震发生后目标核电厂在不同时刻的地震风险性。
本发明的有益效果是：本发明提出了一种地震序列作用下的核电厂区域抗震安全评估方法，本发明考虑相同场地多个核电机组间的相关性及单一核电机组内部不同部件间的相关性，并基于Markov过程考虑了余震发生率的时变特征及地震序列下结构状态的不确定性，最终得到地震序列作用下核电厂区域失效概率的变化趋势；在考虑了各核电机组间的相关性以及余震作用对结构的威胁的情况下，本发明方法可以有效评估地震序列作用下核电厂安全裕度的变化情况，提高了对核电厂区域抗震安全评估的准确率，从而帮助管理者对震后核电厂性态评估、抢修计划制定等做出更加精准的决策，确保在主震后最优的时间采取最为合理的救援举措，将地震灾害的影响降至最低。
附图说明
图1为地震序列作用下核电厂区域抗震安全评估方法流程图；
图2为主震和余震地震危险性曲线图；
图3为场地一致危险性谱及所选地震记录的示意图；
UHS代表场地一致危险性谱；
图4为实施例中多个核电机组分组情况的示意图；
图中，ρC代表单一核电机组内的核结构与内部设备响应间的相关系数；
图5为实施例中核电机组故障树的示意图；
图6为主震后核电厂区域失效概率的曲线图。
具体实施方式
具体实施方式一、结合图1说明本实施方式。本实施方式所述的一种地震序列作用下的核电厂区域抗震安全评估方法，所述方法具体包括以下步骤：
步骤一、确定目标核电厂，并基于历史地震数据生成目标核电厂所在场地的主震危险性曲线和时变余震危险性曲线；
步骤二、根据步骤一中生成的主震危险性曲线，挑选出用于反映目标核电厂所在场地特征的真实地震序列记录；
步骤三、对目标核电厂内的多个核电机组进行分类，并设定相关性系数：
将具有相同机组设计和结构形式的核电机组划分为同一组，并设定同一组内的核电机组间的相关性系数ρGR，不同组的核电机组间的相关性系数ρU；
步骤四、对于单一核电机组，利用步骤二中挑选出的真实地震序列记录对核结构和核电机组内部设备进行地震响应分析，记录核结构在不同初始损伤状态下，核结构的地震响应数据及核电机组内部设备的地震响应数据；
根据不同初始损伤状态下的核结构、核电机组内部设备的地震响应数据，建立多元联合地震需求模型；
步骤五：基于建立的多元联合地震需求模型，通过Monte Carlo模拟生成核电机组的核结构及内部设备的地震响应样本点，并将生成的地震响应样本点与极限状态进行对比，计算出具有不同初始损伤状态的核结构及核电机组内部设备在余震作用下的失效概率；
再根据具有不同初始损伤状态的核结构及核电机组内部设备在余震作用下的失效概率，通过故障树计算出单一核电机组在主余震作用下的失效概率；
步骤六：根据同一组内的核电机组间的相关性系数ρGR以及不同组的核电机组间的相关性系数ρU，通过多元正态分布函数计算目标核电厂在主余震作用下的失效概率；
步骤七：通过时变余震危险性曲线和目标核电厂在主余震作用下的失效概率，构建单位时间Markov(马尔可夫)矩阵，并最终计算主震发生后目标核电厂在不同时刻的地震风险性。
具体实施方式二：本实施方式与具体实施方式一不同的是，所述步骤二的具体过程为：
根据目标核电厂所在场地的主震危险性曲线生成一致危险性谱，再分别计算出每条真实主震记录与一致危险性谱的RMSE值，选取出M条RMSE值最小的主震记录，将选取出的M条主震记录所对应的主余震序列用于反映目标核电厂所在场地的特征。
将计算出的RMSE值按照从小到大排序，将排在前面的RMSE值所对应的主余震序列选取出来，共选取出M条主余震序列。
其它步骤及参数与具体实施方式一相同。
具体实施方式三：本实施方式与具体实施方式一或二之一不同的是，所述步骤四中，利用步骤二中挑选出的真实地震序列记录对核结构和核电机组内部设备进行地震响应分析，记录核结构在不同初始损伤状态下，核结构的地震响应数据及核电机组内部设备的地震响应数据；其具体过程为：
通过调幅主震强度模拟核结构不同初始损伤状态，再利用余震对不同初始损伤状态的核结构进行增量动力分析，余震强度(PGA)调幅范围为0.1-3.0g，记录不同初始损伤状态核结构在不同余震强度作用下的顶点位移，利用顶点位移反应核结构的地震响应；
分别记录核结构在7m，18m和39m处的楼层加速度，利用记录的楼层加速度来评估核电机组内部设备的地震响应。
其它步骤及参数与具体实施方式一或二相同。
具体实施方式四：本实施方式与具体实施方式一至三之一不同的是，所述初始损伤状态包括核结构完好、核结构轻微损伤、核结构中度损伤和核结构严重损伤；
当核结构顶点位移在[0，1.32)cm时，定义为核结构完好DS0；
当核结构顶点位移在[1.32，3.45)cm时，定义为核结构轻微损伤DS1；
当核结构顶点位移在[3.45，6.13)cm时，定义为核结构中度损伤DS2；
当核结构顶点位移在[6.13，11.2)cm时，定义为核结构重度损伤DS3。
其它步骤及参数与具体实施方式一至三之一相同。
具体实施方式五：本实施方式与具体实施方式一至四之一不同的是，所述多元联合地震需求模型为：
CM＝aC1+bC2+cC3
其中，CM为多元联合地震需求模型，a、b和c分别是加权系数，C1为Clayton-n-Copula函数，C2为Gumbel-n-Copula函数，C3为Frank-n-Copula函数，函数表达式分别为：
其中，ui为根据核结构或内部设备的地震响应数据确定的边缘密度函数，i＝1,2,…,n，n为核结构和内部设备的总数，e为自然对数的底数，α是用于描述单一核电机组内核结构与内部设备间相关性的参数。
本发明中，每个核电机组包括1个核结构和3个内部设备，核结构的边缘密度函数根据核结构地震响应数据确定，每个内部设备的边缘密度函数根据对应设备的地震响应数据确定。
其它步骤及参数与具体实施方式一至四之一相同。
具体实施方式六：本实施方式与具体实施方式一至五之一不同的是，所述将生成的地震响应样本点与极限状态进行对比，计算出具有不同初始损伤状态的核结构及核电机组内部设备在余震作用下的失效概率，其具体过程为：
将每次模拟生成的核结构地震响应样本点与核结构的极限状态进行对比，判断核结构是否失效，将总的失效次数与总的模拟次数做比值，得到具有不同初始损伤状态的核结构在余震作用下的失效概率，将每次模拟生成的设备地震响应样本点与对应设备的极限状态进行对比，判断设备是否失效，将总的失效次数与总的模拟次数做比值，分别得到设备在余震作用下的失效概率。
其它步骤及参数与具体实施方式一至五之一相同。
具体实施方式七：本实施方式与具体实施方式一至六之一不同的是，所述根据具有不同初始损伤状态的核结构及核电机组内部设备在余震作用下的失效概率，计算出单一核电机组在主余震作用下的失效概率，其具体过程为：
利用不同初始损伤状态的核结构在余震作用下的失效概率，计算核结构在主余震作用下的失效概率P(LS|AS)：
其中，是主震作用下核结构发生损伤状态DSj的概率，/>是主震后损伤状态为DSj的核结构在余震作用下的失效概率；
将内部设备在余震作用下的失效概率作为内部设备在主余震作用下的失效概率；
根据P(LSAS)以及内部设备在主余震作用下的失效概率计算单一核电机组在主余震作用下的失效概率。
本发明中，n′的取值为3。根据联合地震需求模型可以同时分别计算出所有部件(核结构和内部设备)的失效概率。求出的是主震后某个特定损伤状态结构再在余震作用下的失效概率但结构在主震后的损伤状态是不确定(或随机的)，所以计算结构在主余震作用下的失效概率需要根据本实施方式的方法再考虑一下主震下结构状态的不确定性。而设备则认为只有两个状态，正常运行或不能运行，所以直接将内部设备在余震作用下的失效概率作为内部设备在主余震作用下的失效概率了。
其它步骤及参数与具体实施方式一至六之一相同。
具体实施方式八：本实施方式与具体实施方式一至七之一不同的是，所述步骤六的具体过程为：
其中，PS为目标核电厂在主余震作用下的失效概率，s为积分变量，y是由各核电机组的可靠度指标组成的可靠度指标向量，y＝(β1,β2,…,βn″)T，ρ为由ρGR和ρU组成的核电机组相关系数矩阵，detρ为矩阵ρ的行列式，上角标-1代表矩阵的逆，上角标T代表矩阵的转置，β1为第1个核电机组的可靠度指标，根据第1个核电机组的失效概率计算获得，n″为目标核电厂内核电机组的个数。
如果目标核电厂内的全部核电机组可以分为一个组，则ρ为该组内的核电机组间的相关性系数ρGR组成的核电机组相关系数矩阵。
其它步骤及参数与具体实施方式一至七之一相同。
具体实施方式九：本实施方式与具体实施方式一至八之一不同的是，所述单位时间Markov矩阵的具体形式为：
其中，P(t0,t1)为单位时间Markov矩阵，p12(t0,t1)为目标核电厂在单位时间内的失效概率，单位时间间隔设置为0.01天；
p12(t0,t1)＝μ(t0,t1)∫PS[Failure|IM]·fIM(im)dim
其中，PS[Failure|IM]为目标核电厂在给定余震强度下的失效概率，fIM(im)为余震强度分布的概率密度函数，μ(t0,t1)是单位时间内余震发生次数；
则主震后目标核电厂在不同时刻的失效概率Pm为：
式中，m代表m倍的单位时间间隔。
其它步骤及参数与具体实施方式一至八之一相同。
实施例
本发明方法首先建立目标厂址的主震危险性曲线及时变余震危险性曲线，通过地震响应分析建立核电机组内不同部件的多元联合地震需求模型，并基于故障树计算单一核电机组(结构与内部设备)的失效概率，再考虑多个核电机组间的相关性来计算核电厂区域的失效概率，最后通过Markov过程考虑余震增加的地震危险性及结构状态的不确定性对核电厂地震安全性的影响。下面结合附图对本发明作进一步详细的说明。
在本实施例中，选取具有5个核电机组的核电厂对本发明方法进行阐释，具体实施方式按以下步骤进行：
首先，对目标核电厂厂址进行地震危险性分析。本实施例选取美国加州SanOnofre核电厂厂址进行地震危险性分析，该核电厂位于(33.37°N，117.55°W)。根据该场地历史地震记录，主震震级设定为7级。由于通常认为余震强度不超过主震，因此最大余震震级设定为7级。因为强度较低的地震作用无法引起结构损伤，因此余震最小震级设定为5级。通过公式(1)计算主震后不同时刻的余震危险性曲线。
其中，fR(r)为核电厂所在场地断层距的概率密度函数；
fM(m；mm)代表给定主震震级下的余震震级概率密度函数；
P(IM＞imm,r)是在给定震级和断层距下不同地震强度的超越概率；
ml代表余震震级的下限；
mm代表余震震级的上限；
rmax代表断层距的上限；
r为断层距；
N为断层的数量；
μ*(t,T；mm)是主震发生后，在时间间隔[t,t+T]内余震发生的次数；
μ*(t,T；mm)可由下式计算获得：
其中，mm和ml分别是余震震级的上限和下限；
a,b,p和c分别是与场地相关的常数项。
基于对美国加州真实主余震记录进行统计回归分析，相关参数分别取a＝-1.67，b＝0.91，p＝1.08和c＝0.05。如图2所示，在主震发生后，余震危险性显著增加，且随着主震发生后时间的增加，余震发生率逐渐降低。
主震地震危险性分析采用传统地震危险性分析方法，其计算公式如下所示：
式中，fM(m)为震级的概率密度函数；
fR(r)为给定震级下断层距的条件概率密度函数；
P(IM＞im)为地震动强度超越概率，该值可由地震动衰减模型确定；
N为震源数量；
νi为第i个震源的地震发生率。
为了进行核电厂地震响应分析，需要挑选可以有效反应场地特征的地震动记录。一致危险性谱(UHS)经常用于描述场地特征，在该谱中不同周期对应的谱加速度具有相同的超越概率。根据San Onofre核电厂厂址的地震危险性曲线生成一致危险性谱，超越概率设定为60年0.01％。再将真实主震记录与该场地一致危险性谱进行对比，通过均方根误差值(RMSE)来判断谱匹配的差异，选择15条RMSE值最小的主震记录，并将所选主震记录对应的主余震序列用于地震响应分析。图3为所选主震记录与目标谱谱匹配的情况。
其中，Satarget(Tj)和Sa(Tj)分别为不同周期对应的目标谱谱值和所选地震动的谱加速度值；
n为匹配周期范围内所选周期点的数量。
根据核电厂不同机组的设计情况，将具有相同设计形式的核电机组划分在同一组。在本实施例中，假设该核电厂共有5个核电机组，并将其分成三组，如图4所示。其中，第一组和第二组各有2个核电机组，而第三组拥有1个机组，并假定相关性系数ρU＝0.25和ρGR＝0.75。需要说明的是，核电机组间的相关性系数可根据专家经验或核电厂实际数据确定。
对于单一核电机组，建立钢筋混凝安全壳结构有限元模型，并用所选主余震记录对安全壳结构进行地震响应分析。为了考虑主震后结构损伤状态的影响，需要计算不同震损程度安全壳结构及内部设备的地震响应。通过调幅主震强度模拟结构不同初始损伤状态，再利用余震对不同震损安全壳结构进行增量动力分析，余震强度(PGA)调幅范围为0.1-3.0g，并记录结构在不同强度地震作用下的顶点位移。安全壳结构的失效状态设定为11.2cm，并通过顶点位移判断结构性态水平；此外，假设四种结构初始损伤状态，即完好DS0(0-1.32cm)，轻微DS1(1.32-3.45cm)，中度DS2(3.45-6.13cm)和严重DS3(6.13-11.2cm)。由于核安全壳结构内主要设备分布在7m，18m和39m处，在核电机组地震响应分析中，分别选取安全壳结构三个高度处的楼层加速度来评估设备的响应，且设备仅考虑工作与失效两种状态。
基于单一核电机组内不同部件的地震响应数据，构建可以有效反应结构及内部设备响应相关性的多元联合地震需求模型。本发明采用多元Copula函数构建联合地震需求模型，其边缘密度函数ui假设服从对数正态分布，联合需求模型则基于不同部件响应数据的进行确定。
CM＝aC1+bC2+cC3 (5)
其中，a、b和c分别是加权系数，C1为Clayton-n-Copula函数，C2为Gumbel-n-Copula函数，C.3为Frank-n-Copula函数，其函数表达式依次是
基于多元联合地震需求模型，通过Monte Carlo模拟生成核电机组内不同部件的地震响应样本点，并将样本点值与不同部件的极限状态进行对比来判断部件是否失效，最后将失效次数与总的模拟次数进行比值，便可得到考虑相关性影响的核电机组内不同部件失效概率。在本实施例中，Monte Carlo模拟次数设定为105次。
核电机组由核结构及内部设备组成，需要通过故障树等系统分析工具来计算核系统的失效概率。图5为本实施例中采用的故障树，并假设任一设备或结构失效将导致整个核电机组的失效，故障树中基本事件的失效概率可由设备与结构的失效概率确定。为了考虑主震后结构状态的不确定性，结构在余震作用下的失效概率通过全概率公式进行计算。
其中，是主震作用下结构发生损伤状态DSi的概率，而/>则是主震后损伤状态为DSi的结构在余震作用下的失效概率。
在获得不同机组的失效概率后，便可计算核电厂区域的失效概率。由于核电厂中任一核电机组的停堆将会导致核电厂失效，因此核电厂的多个核电机组组成一个串联系统。通过不同机组的失效概率可计算对应的可靠度指标βi，在确定不同机组的可靠度指标及相关性系数后，核电厂区域的失效概率可由下式计算：
结合余震时变危险性曲线及核电厂区域失效概率，通过公式(12)构建核电厂系统的单位时间Markov矩阵，单位时间间隔设置为0.01天。
其中，p12(t0,t1)为多个核电机组在单位时间内的失效概率，可由下式计算获得：
p12(t0,t1)＝μ(t0,t1)∫PS[Failure|IM]·fIM(im)dim (13)
其中，PS[Failure|IM]为核电厂在给定地震强度下的失效概率，fIM(im)为地震强度分布的概率密度函数，可由地震危险性分析获得，μ(t0,t1)则是单位时间内余震发生次数。
由于主震发身后需要在短时间内制定救灾计划，过长时间的评估对于决策意义不大，因此选取主震后30天进行核电厂抗震安全评估。最后，通过公式(14)计算主震后不同时刻(m倍单位时间)的失效概率，图6所示为主震发生后30天内核电厂地震风险性的变化情况。
由图6可见，主震发生后，核电厂区域失效概率在两天内急剧增加，达到1.98×10-8，这主要是因为主震后余震发生率的显著增加所造成。随后，核电厂区域失效概率增速放缓，在30天时增至3.67×10-8。
本发明的上述算例仅为详细地说明本发明的计算模型和计算流程，而并非是对本发明的实施方式的限定。对于所属领域的普通技术人员来说，在上述说明的基础上还可以做出其它不同形式的变化或变动，这里无法对所有的实施方式予以穷举，凡是属于本发明的技术方案所引伸出的显而易见的变化或变动仍处于本发明的保护范围之列。
Claims (8)
1.一种地震序列作用下的核电厂区域抗震安全评估方法，其特征在于，所述方法具体包括以下步骤：
步骤一、确定目标核电厂，并基于历史地震数据生成目标核电厂所在场地的主震危险性曲线和时变余震危险性曲线；
步骤二、根据步骤一中生成的主震危险性曲线，挑选出用于反映目标核电厂所在场地特征的真实地震序列记录；
步骤三、对目标核电厂内的多个核电机组进行分类，并设定相关性系数：
将具有相同机组设计和结构形式的核电机组划分为同一组，并设定同一组内的核电机组间的相关性系数ρGR，不同组的核电机组间的相关性系数ρU；
步骤四、对于单一核电机组，利用步骤二中挑选出的真实地震序列记录对核结构和核电机组内部设备进行地震响应分析，记录核结构在不同初始损伤状态下，核结构的地震响应数据及核电机组内部设备的地震响应数据；
根据不同初始损伤状态下的核结构、核电机组内部设备的地震响应数据，建立多元联合地震需求模型；
所述多元联合地震需求模型为：
CM＝aC1+bC2+cC3
其中，CM为多元联合地震需求模型，a、b和c分别是加权系数，C1为Clayton-n-Copula函数，C2为Gumbel-n-Copula函数，C3为Frank-n-Copula函数，函数表达式分别为：
其中，ui为根据核结构或内部设备的地震响应数据确定的边缘密度函数，i＝1,2,…,n，n为核结构和内部设备的总数，e为自然对数的底数，α是用于描述单一核电机组内核结构与内部设备间相关性的参数；
步骤五：基于建立的多元联合地震需求模型，通过Monte Carlo模拟生成核电机组的核结构及内部设备的地震响应样本点，并将生成的地震响应样本点与极限状态进行对比，计算出具有不同初始损伤状态的核结构及核电机组内部设备在余震作用下的失效概率；
再根据具有不同初始损伤状态的核结构及核电机组内部设备在余震作用下的失效概率，计算出单一核电机组在主余震作用下的失效概率；
步骤六：根据同一组内的核电机组间的相关性系数ρGR以及不同组的核电机组间的相关性系数ρU，通过多元正态分布函数计算目标核电厂在主余震作用下的失效概率；
步骤七：通过时变余震危险性曲线和目标核电厂在主余震作用下的失效概率，构建单位时间Markov矩阵，并最终计算主震发生后目标核电厂在不同时刻的地震风险性。
2.根据权利要求1所述的一种地震序列作用下的核电厂区域抗震安全评估方法，其特征在于，所述步骤二的具体过程为：
根据目标核电厂所在场地的主震危险性曲线生成一致危险性谱，再分别计算出每条真实主震记录与一致危险性谱的RMSE值，选取出M条RMSE值最小的主震记录，将选取出的M条主震记录所对应的主余震序列用于反映目标核电厂所在场地的特征。
3.根据权利要求2所述的一种地震序列作用下的核电厂区域抗震安全评估方法，其特征在于，所述步骤四中，利用步骤二中挑选出的真实地震序列记录对核结构和核电机组内部设备进行地震响应分析，记录核结构在不同初始损伤状态下，核结构的地震响应数据及核电机组内部设备的地震响应数据；其具体过程为：
通过调幅主震强度模拟核结构不同初始损伤状态，再利用余震对不同初始损伤状态的核结构进行增量动力分析，余震强度调幅范围为0.1-3.0g，记录不同初始损伤状态核结构在不同余震强度作用下的顶点位移，利用顶点位移反应核结构的地震响应；
分别记录核结构在7m，18m和39m处的楼层加速度，利用记录的楼层加速度来评估核电机组内部设备的地震响应。
4.根据权利要求3所述的一种地震序列作用下的核电厂区域抗震安全评估方法，其特征在于，所述初始损伤状态包括核结构完好、核结构轻微损伤、核结构中度损伤和核结构严重损伤；
当核结构顶点位移在[0，1.32)cm时，定义为核结构完好DS0；
当核结构顶点位移在[1.32，3.45)cm时，定义为核结构轻微损伤DS1；
当核结构顶点位移在[3.45，6.13)cm时，定义为核结构中度损伤DS2；
当核结构顶点位移在[6.13，11.2)cm时，定义为核结构重度损伤DS3。
5.根据权利要求4所述的一种地震序列作用下的核电厂区域抗震安全评估方法，其特征在于，所述将生成的地震响应样本点与极限状态进行对比，计算出具有不同初始损伤状态的核结构及核电机组内部设备在余震作用下的失效概率，其具体过程为：
将每次模拟生成的核结构地震响应样本点与核结构的极限状态进行对比，判断核结构是否失效，将总的失效次数与总的模拟次数做比值，得到具有不同初始损伤状态的核结构在余震作用下的失效概率，将每次模拟生成的设备地震响应样本点与对应设备的极限状态进行对比，判断设备是否失效，将总的失效次数与总的模拟次数做比值，分别得到设备在余震作用下的失效概率。
6.根据权利要求5所述的一种地震序列作用下的核电厂区域抗震安全评估方法，其特征在于，所述根据具有不同初始损伤状态的核结构及核电机组内部设备在余震作用下的失效概率，计算出单一核电机组在主余震作用下的失效概率，其具体过程为：
利用不同初始损伤状态的核结构在余震作用下的失效概率，计算核结构在主余震作用下的失效概率P(LS|AS)：
其中，是主震作用下核结构发生损伤状态DSj的概率，/>是主震后损伤状态为DSj的核结构在余震作用下的失效概率；
将内部设备在余震作用下的失效概率作为内部设备在主余震作用下的失效概率；
根据P(LS|AS)以及内部设备在主余震作用下的失效概率计算单一核电机组在主余震作用下的失效概率。
7.根据权利要求6所述的一种地震序列作用下的核电厂区域抗震安全评估方法，其特征在于，所述步骤六的具体过程为：
其中，PS为目标核电厂在主余震作用下的失效概率，s为积分变量，y是由各核电机组的可靠度指标组成的可靠度指标向量，y＝(β1,β2,…,βn″)T，ρ为由ρGR和ρU组成的核电机组相关系数矩阵，detρ为矩阵ρ的行列式，上角标-1代表矩阵的逆，上角标T代表矩阵的转置，β1为第1个核电机组的可靠度指标，n″为目标核电厂内核电机组的个数。
8.根据权利要求7所述的一种地震序列作用下的核电厂区域抗震安全评估方法，其特征在于，所述单位时间Markov矩阵的具体形式为：
其中，P(t0,t1)为单位时间Markov矩阵，p12(t0,t1)为目标核电厂在单位时间内的失效概率，单位时间间隔设置为0.01天；
p12(t0,t1)＝μ(t0,t1)∫PS[Failure|IM]·fIM(im)dim
其中，PS[Failure|IM]为目标核电厂在给定余震强度下的失效概率，fIM(im)为余震强度分布的概率密度函数，μ(t0,t1)是单位时间内余震发生次数；
则主震后目标核电厂在不同时刻的失效概率Pm为：
式中，m代表m倍的单位时间间隔。
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