三向地震载荷下HTR-10厂房土壤-结构相互作用分析

土壤-结构相互作用（SSI）会影响核电厂厂房的地震响应。本文充分考虑SSI效应的影响，对10 MW高温气冷堆（HTR-10）厂房在三向地震载荷下的响应进行了分析。建立了土壤-结构耦合有限元模型，通过构造人工边界实现对地震波在无限域内传播过程的模拟，并对模型的准确性进行了验证。利用该模型计算了HTR-10厂房的地震响应，并对不同楼层的反应谱计算结果进行了分析。对于水平向反应谱，各楼层的反应谱谱型类似，SSI影响规律基本一致。在竖直方向上，结构的响应特点与楼板自身的竖向频率特性有明显关系，不同楼板的响应差别较大。一般情况下，SSI效应对竖向响应有抑制作用，且随着楼层增加更为明显。当楼板与土壤的固有频率接近时，竖向响应与其他楼层相比会有显著放大。     

主余震作用下AP1000核电厂房动态响应与楼层谱研究

基于RG1.60谱选取3条主余震地震序列,研究了主余震作用下核岛厂房模型的动态响应,对比研究了不同主余震序列地震作用下核电厂房楼层谱的影响规律。研究结果表明:主震震级越大,余震对结构的影响越明显,余震的影响还与余震自身的频谱特性有关。同时,主余震作用对核岛厂房水平房的楼层谱影响较大,特别是在结构刚度突然变化的部位影响更显著,应在核电厂抗震设计中予以重视。     

大亚湾核电站反应堆厂房楼层反应谱分析评估

大亚湾核电站核岛厂房的抗震分析遵循技术输出国-法国M310型机组的土建技术规范RCC-G,采用简化的阻抗函数法计算地基岩土的作用.根据大亚湾厂址的地基岩土特点,拟采用更为精确的三维连续半空间边界子结构法来考虑地基岩土的作用,并与原设计进行对比.另外,在原设计中采用多组时程作为地震输入,取各组计算结果的平均值作为设计值的基础(称为"平均"法).在研究中基于相同的时程,拟分别采用"平均"法和更为常用的"包络"法,处理多组时程的响应.基于上述两方面,通过反应堆厂房的地震响应计算,得到核电站系统设备重要的设计基础数据-楼层反应谱(FRS),并将计算的楼层反应谱同设计谱进行比较,从而对设计方法及其结果进行评估,为电站的抗震设计裕量评估和安全管理提供可资参考的结论.     

核反应堆厂房结构楼层反应谱的敏感性分析

以某千兆瓦级压水堆核电站反应堆厂房结构为对象,研究了考虑土一结构动力相互作用的硬土场地条件下地基土动态剪切模量的变化对楼层反应谱计算的影响,定量分析了厂房结构楼层加速度反应谱对地基土动态参数变化的敏感性,从而为评估类似硬土场地条件下核反应堆厂房结构抗震安全性提供了一种可供参考的计算方法。     

CARR堆反应堆厂房土壤-结构相互作用与楼层反应谱分析

土壤-结构动力相互作用(SSI)分析及楼层反应谱(FRS)计算是中国先进研究堆(CARR)工程抗震设计的重要环节.本文采用直接法,通过建立二维土壤-结构共同工作计算模型,并分3个方向进行地震动输入,考虑土壤-结构相互作用对反应堆厂房地震反应进行分析,计算出厂房基础部位和各楼层在不同工况下的地震反应及楼层反应谱.     

考虑SSI效应的核电站泵房结构楼层反应谱分析

采用Super SAP和CLASSI程序对某在建核电站泵房结构进行了极限安全地震震动和运行安全地震震动情况下的土壤-结构相互作用(SSI)的地震分析,揭示了结构在时域内的特性;通过傅立叶变换(FFT)分析了结构在频域内的特性,求得建筑结构中各楼层反应谱,结合核电厂设计规范分别给出了在较硬地基岩土条件下,结构考虑和不考虑SSI时各楼层反应谱,并对其进行了比较分析.结果表明,SSI效应对结构楼层反应谱的谱形、谱值以及零周期平台高度有一定的影响.     

考虑地基岩土参数不确定性的核电厂结构随机地震反应分析

在考虑土-结构相互作用(SSI)效应的情况下,引入随机地震反应分析方法,探讨地基岩土参数的不确定性对核电厂地震响应的影响.基于ANSYS程序,采用常数阻抗法,通过设置边界弹簧和阻尼来考虑地基土的作用,并通过设置弹簧和阻尼参数的不确定性,来模拟岩土动态参数的不确定性.针对某1000MW级压水堆核电站反应堆厂房结构,进行随机地震反应的数值仿真分析,并将随机反应结果与确定论分析结果进行了对比.结果表明,随机分析方法是确定论分析方法的有益补充,二者结合能更合理地反映参数的不确定性对结构地震响应的影响.     

岭澳二期4号机组电气厂房结构初步设计介绍

本文简要介绍岭澳二期4号机组电气厂房和连接厂房（LX-WX）结构初步设计的依据、遵循的规范、结构描述、作用和作用效应组合、计算模型及计算程序、允许极限、材料，并对电气厂房结构初步设计模板图、荷载图以及楼层反应谱的编制方法作一总结。     

基于随机模拟一致危险性谱的核电厂抗震性能分析

为改善概率地震危险性分析对震源传播特性考虑的不足，提出采用随机模拟与概率地震危险性分析结合的方法，充分考虑反应谱生成中震源机制、传播路径和场地效应等影响，生成更为精确的一致危险性谱。结合核电厂具体场地条件对场地近两千年的历史地震进行模拟，并生成同一超越概率下的一致危险性谱（UHS）。为了比较已有的厂址谱（SL-2）和安评报告中的UHS及美国RG1.60谱所生成的地震动对结构抗震性能的影响，以某核电结构为例，建立三维有限元模型，进行动力时程分析。结果表明：不同反应谱对结构的动力响应差别较大，UHS与SL-2对结构的响应较为接近，且略大于SL-2，但小于美国RG1.60谱。基于随机模拟方法生成的一致危险性谱可为核电厂抗震设计提供参考。     

基底隔震对核电站反应堆厂房的地震响应影响分析

以某核电站反应堆厂房为研究对象,运用有限元分析软件ANSYS对比分析了极限安全地震动作用下采用基底隔震技术和不采用隔震技术厂房结构的地震响应。结果表明,采用基底隔震后能有效地减小反应堆厂房的水平向楼层反应谱、加速度响应及地震作用;采用基底隔震后厂房整体水平向的位移较大,位移主要集中在筏板基础处的隔震层,厂房结构本身楼层间的相对位移很小,呈现出类似刚体位移的特征;此基底隔震方案在水平向的隔震效果显著,而在竖直向隔震效果不明显。     

利用HHT产生与多阻尼楼板谱匹配的地震波

美国原子能管理委员会（USNRC）规范规定了用于核电厂抗震分析和设计的地震波要求。在抗震分析和设计中，采用的地震波可与多阻尼目标反应谱匹配，也可与单阻尼目标反应谱匹配。然而，在对核电设备和部件进行动力时程分析时，则需要与多阻尼目标楼板谱匹配的地震波。基于此问题，提出利用希尔伯特-黄变换（HHT）方法，通过修改种子地震波的频率和振幅信息，使之与多阻尼目标楼板谱匹配，且完全符合USNRC规范的匹配标准，从而为核电设备和部件的地震安全评估提供合适的地震激励。      

Modeling of slabs in seismic analysis of nuclear power plant buildings

Safety related nuclear power plant buildings are commonly represented as lumped mass weightless elastic beam stick models to determine their dynamic behavior under seismic ground motions. Implicit in this analysis procedure is the assumption that the floor slabs are rigid. This paper critically evaluates the slab flexibilities in typical power plant buildings and presents a practical approach to include these in the seismic analysis. Vertical as well as horizontal earthquake components are considered. Results presented include amplified floor response spectra for equipment qualification and design forces in floor slabs and the supporting walls. A satisfactory analysis procedure would consist of traditional stick model analysis to obtain overall seismic responses, force distribution by static analysis using suitable methods such as the finite element method and subsystem analysis to evaluate local amplifications, if necessary.     

Seismic resistant design of safety class structures and equipment

Some commonly encountered problems in the seismic resistant design of nuclear power plant facilities are discussed. The topics included here are ground input motions, local geology versus source mechanism and travel path, three components inputs, torsional responses, floor response spectra, seismic resistant design of heavy equipment, the application of component mode synthesis technique, seismic resistant design of piping systems, equipment qualification by testing, the effects of close modes, underground pipe design, and soil structure interaction.     

Abrahamson相干模型对核电站构筑物埋置地下部位抗震响应的影响

本文采用Abrahamson的空间相干性模型,并考虑基础埋置效应,针对硬岩、软土厂址对核电站构筑物开展空间相干性地震反应谱分析,评估其非一致性对于埋置部位的地震响应谱影响情况,并得出对于低频区段地面的空间非一致性影响反应谱程度与埋置面接近;而高频区段地面的空间非一致性影响反应谱程度比埋置面要大的结论。     

Discussion of the paper: “Dynamic decoupling of secondary systems, by A.K. Gupta and J.M. Tembulkar, in: Nucl. Engrg. Des. 18 (1984) 359”

Technical aspects of seismic isolation systems show merit for their use in nuclear power plants. Less quantifiable non-technical aspects must be evaluated in the decision to employ a seismic isolation system.First, non-technical aspects are discussed. An historical and applications perspective is given, and it is suggested that the number of applications of seismic isolation systems is correlated with the amount of research activity in this area. For nuclear plants, it is suggested that application of seismic isolation systems is in part related to standardized plant designs in high seismic regions. Also, for nuclear plants, it is suggested that direct capital cost, enhanced seismic safety, regulatory licensing and unknown locations of nearby active faults are all factors which can weigh in favor and/or not in favor for seismic isolation application.Second, technical aspects are discussed. The technical results show that seismic isolation reduces building response, and reduces floor response spectra/equipment response. These results combine in application to reduce seismic risk and thus enhance safety for nuclear plants.     

地震波空间相干效应对核电厂土与结构相互作用分析的影响

为研究地震波空间相干效应对核岛厂房土与结构相互作用分析的影响，采用ACS-SASSI软件对典型的压水堆厂房的土与结构相互作用分析时，分析不同土层、不同标高处，空间相干性对楼面反应谱的影响。结果表明，在高频段考虑空间相干性，对于中硬质岩石场地和坚硬土至软质岩石场地将降低楼层响应10%~70%；在高频段考虑空间相干性，对于中硬土场地将降低楼层响应10%~40%。因此，不考虑空间相干性，其楼层响应分析结果高频段偏保守，低频段偏不安全。      

Seismic isolation for nuclear power plants: Technical and non-technical aspects in decision making

Technical aspects of seismic isolation systems show merit for their use in nuclear power plants. Less quantifiable non-technical aspects must be evaluated in the decision to employ a seismic isolation system.First, non-technical aspects are discussed. An historical and applications perspective is given, and it is suggested that the number of applications of seismic isolation systems is correlated with the amount of research activity in this area. For nuclear plants, it is suggested that application of seismic isolation systems is in part related to standardized plant designs in high seismic regions. Also, for nuclear plants, it is suggested that direct capital cost, enhanced seismic safety, regulatory licensing and unknown locations of nearby active faults are all factors which can weigh in favor and/or not in favor for seismic isolation application.Second, technical aspects are discussed. The technical results show that seismic isolation reduces building response, and reduces floor response spectra/equipment response. These results combine in application to reduce seismic risk and thus enhance safety for nuclear plants.