《核电厂结构隔震设计技术规程》NB/T 20627-2021（报批稿）

本规程针对核电厂核安全相关物项，规定了设置隔震层以隔离水平地震动的设计要求、分析方法、支座性能与试验评价、施工质量及地震监测。适用于极限安全地震动峰值加速度不大于0.6g的厂址；核心指标覆盖隔震支座选型与布置、上部结构与基础设计，以及全寿命期的质保与在役检查。

适用范围与设计原则

适用于核安全相关物项隔震结构设计，限极限安全地震动峰值加速度不大于0.6g地区。按本规程设计与施工的隔震结构，遭受运行安全地震动时应能正常运行，遭受极限安全地震动时应确保反应堆冷却剂压力边界完整、安全停堆并维持该状态，放射性外逸不超过国家限值。隔震装置应采用成熟技术，性能参数由试验确定，设计寿命不低于上部结构。

隔震支座与隔震层技术要求

支座限用天然叠层橡胶支座（LNR）或铅芯橡胶支座（LRB），第一形状系数不宜小于30，第二形状系数不宜小于5；极限安全地震作用下水平剪应变控制在200%以内，压应力不超过10MPa，拉应力不宜出现、不超1.0MPa。抗倾覆安全系数不小于1.1。隔震层刚度中心宜与上部结构质量中心重合，支承于岩土平均剪切波速大于1100m/s可不考虑地基与结构相互作用。

分析方法与地震监测

核安全相关厂房应采用动力分析法，满足线性条件时可用反应谱法，非线性、高阻尼或等效阻尼比超出限值时须用非线性时程分析；时程分析少于7组取最大值，7组及以上可取平均值。厂房宜采用振动台试验验证并开展同行审查。地震监测须增设位移传感器，动态范围不低于100dB，分辨率不低于0.01mm，量程不低于±500mm，并设不间断电源。

质量保证与在役检查

隔震支座100%检测，型式检验报告有效期不超过6年，全部检验由独立第三方完成。常规检查每半年一次，竣工后第5年、第10年定期检查，此后每隔10年一次，并预留同环境支座用于力学性能评估。异常灾害后须立即检查残余变形并评估适用性。