三维基底隔震反应堆厂房的隔震效果研究

为了研究三维基底隔震技术在核电站中的应用,基于组合式碟形弹簧支座(CDSB)具有可根据其承载力和刚度需求灵活调整的优点,设计了4种不同组合形式的CDSB,分别与铅芯叠层橡胶支座串联组成4种不同竖向刚度的三维组合式隔震支座(3D-CIB),首次将其应用于反应堆厂房,隔离反应堆厂房筏基底部的水平向和竖向地震动输入,并对比研究不同竖向刚度的3D-CIB对其三维隔震效果的影响。结果表明：与非隔震结构相比,3D-CIB能够有效地减小水平向和竖向的楼层反应谱和加速度响应;3D-CIB的水平向隔震效果受竖向刚度的影响较小,3D-CIB的竖向刚度越小,其竖向隔震效果越好,但同时会相应增大反应堆厂房的水平向和竖向位移响应,其中包括摆动效应;引入摆动率的概念,定量分析了摆动效应,3D-CIB竖向刚度的降低会明显增大摆动效应,在设计中不容忽视,3D-CIB竖向刚度的设计应权衡其隔震效果与位移响应;此外,在地震过程中3D-CIB均处于受压状态,反应堆厂房不存在倾覆的风险。三维隔震效果研究为将来3D-CIB应用于工程实践提供了技术基础。     

核电站辅助厂房结构—地基土相互作用体系的地震响应

本文主要针对核电站工程中辅助厂房结构与地基土相互作用体系在地震荷载下的“平-扭”地震响应进行了分析。在假定核岛基础为明置基础和考虑在同一基础上有安全壳及另一个辅助厂房结构存在的条件下,建立了整个相互作用体系的运动方程。最后结合我国秦山核电厂辅助厂房结构进行了数值计算和分析。     

核电站应急指挥中心基底隔震技术方案

日本福岛核电站事故之后,中国国家核安全局正式发布《福岛核事故后核电厂改进行动通用技术要求》,提高了核电站应急指挥中心的抗震安全要求。本文以防城港核电站应急指挥中心示范项目为分析对象,探讨了采用橡胶支座作为隔震装置的基底隔震方案,并进行了隔震效果评价。通过采用43个橡胶隔震支座,可以显著地削弱地震响应,提高应急指挥中心的抗震裕量。通过该技术方案可以保护应急指挥中心的人员、设备和系统的安全,从而提升核电站震后应急能力。分析研究成果和工程实践经验可在后续核电站建设中推广应用。     

波动管设计改进对反应堆厂房地震响应的影响分析

为了减轻由于稳压器波动管热分层引起的热疲劳效应及降低安装难度,提出了在M310型压水堆稳压器中加大波动管与主回路夹角的布置改进方案.波动管的布置改进将引起反应堆厂房内部结构布置的改变,对地震响应产生影响.根据设计改进重建结构计算模型,进行抗震分析,并与旧模型的相应结果进行对比,探讨设计改进对反应堆厂房地震响应的影响,为改进方案的论证提供参考.     

大亚湾核电厂反应堆厂房地震响应分析评估

大亚湾核电厂核反应堆厂房的抗震分析基本沿用法国M310型机组的标准分析方法（RCC—G）,对于土-结构相互作用（SSI）效应的考虑,采用简化的阻抗函数法。本文拟采用新的相对精确的基于Green函数的三维连续半空间边界子结构法考虑地基岩土的作用,进行SSI耦合系统的地震响应分析计算,并将计算的楼层反应谱（FRS）同设计值进行比较,对设计方法及其结果的趋向性（偏于安全／或不安全）进行评估。结果表明,与基于三维连续半空间边界子结构法的计算结果相比较,电厂设计偏于安全。     

反应堆厂房环形空间和安全厂房负压通风系统的改进分析

反应堆厂房环形空间和安全厂房负压通风系统用于维持双层安全壳之间的环形空间和安全厂房的负压值。在DBA和BDBA事故下,该系统运行,排风过滤后通过高烟囱排至室外,保证释放到大气中的放射性物质浓度在允许范围内。由于调试试验表明未达到系统设计负压值,且兼顾考虑新增安全壳气密性和强度试验后压缩空气的过滤排放功能,该系统被列为田湾核电站一期工程的改进项,并影响田湾核电站扩建工程的设计。本文通过分析,说明系统改进的必要性、改进内容和预期结果。     

反应堆系统动力响应的敏感性分析

输入参数对反应堆系统动力响应的敏感性分析是优化设计的重要前提。以反应堆系统关键部位的接触刚度和间隙为输入变量，利用Sobol法开展了关键输入参数对地震条件下系统动力响应的敏感性分析，得到了全局敏感性系数及输入参数的重要度排序，此外，还采用K-S测度敏感性分析法对结果进行了检验。分析表明:燃料组件地震响应对2个部位的接触刚度变化较敏感，3个部位切向载荷极值均对所在部位接触刚度的变化最敏感。相关方法与分析流程可推广至反应堆冷却剂系统及其他主设备，为优化设计参数的选取提供定量分析手段与数据支持。      

基底隔震技术用于核电厂厂房的问题研究

地震安全问题一直是核设施安全问题的重要方面,基底隔震技术是提高核电厂地震安全性的有效手段之一。从核电厂设计标准化特点的角度出发,以国内百万千瓦压水堆核电机组为例,提出核岛整体隔震技术方案,并综合分析其隔震效果。结合核电工程的特殊要求,探讨核电厂大规模应用隔震技术所面临的主要问题和对策。     

核电厂负刚度阻尼隔震结构的地震响应研究

隔震技术能有效减小核电厂上部结构的加速度响应,但强地震作用下隔震层位移过大会导致管道断裂。本文基于曲面运动原理及预压弹簧伸缩特性提出了一种负刚度阻尼系统,通过球铰在拱球面曲线运动实现负刚度特性,并在弹簧压缩方向提供黏滞阻尼性能。提出了负刚度系统的理论恢复力模型并进行了力学特性分析,设计了负刚度装置并完成了静力试验,结果显示理论恢复力模型与试验结果的一致性较理想。将核电厂负刚度阻尼隔震结构与核电厂隔震结构进行了地震响应对比分析,比较了不同地震波输入下的地震响应。结果表明负刚度阻尼系统可有效同时减小核电厂上部加速度响应和隔震层位移响应。     

反应堆群桩地基地震分析方法简介

在作核电站反应堆地基地震分析时,基础板是否局部抬升是一个重要问题.本文分析了支承在成层土介质上的群桩的静态和动态稳定性及桩与土的共同作用,介绍了国外反应堆群桩地基的地震分析方法,并提出了一计算实例.     

福岛核事故后对我国核电厂应急控制中心抗震设防的思考

结合福岛核事故后对我国核电厂进行的核安全检查,分析了我国核安全法规关于核电厂应急控制中心的要求以及福岛核事故的经验教训,提出目前我国核电厂应急控制中心采用民用抗震设防标准进行抗震设防,无法保证在由地震引发的应急事故工况下应急控制中心的功能,应该适当提高其抗震设防级别。     

池式快堆主容器地震响应分析

试图对池式快堆结构作较大简化,使计算简图既能反应堆结构的动力特性,又能使计算简便可行。从而把一个复杂的结构用一个简单的弹簧－质量体系来近似地等效代替。引入容器的变形假设和确定的液动压力假设,应用虚位移原理可获得体系在水平地震作用下的运动方程,而后考察其地震动响应。     

Seismic Response of High Temperature Gas-Cooled Reactor Core with Block-Typed Fuel, (V)

An analytical method for the seismic response of the two-dimensional horizontal slice core model of a high temperature gas-cooled reactor core with block-type fuel has been developed. In the analytical method, blocks are modeled as rigid bodies and a spring dashpot model is used for the collision process between blocks. Analytical results are compared with experimental ones and both are found to be in good agreement. The analytical method can be used to predict the behavior of the high temperature gas-cooled reactor core under seismic excitation.     

塑性变形对管系地震动力响应的影响

在评述线弹性分析方法的基础上,阐明了在管系特别是核管系动力响应分析中考虑塑性变形影响的重要性,介绍了现有考虑塑性影响的方法及其存在的问题.指出要降低现行规范的保守性,提出合理的管系抗震设计方法,     

核电站主泵机组地震响应谱分析及应力评定

用三维实体建模软件Inventor建立某核电站主泵的三维实体模型。对模型进行简化,灵活运用ANSYS的单元属性和接触功能,建立有限元动力学模型。通过模态分析,得出前13阶固有频率。在此基础上,用SRSS振型组合法分析多地震谱、多角度下核主泵的地震谱响应,得到了相应的应力和位移响应。对主泵进行静力学分析,将地震动应力与静应力相叠加,分析不同工况下主泵机组的应力值。按ASME规范进行校核,结果表明：应力值满足标准要求。     

Seismic Response of High Temperature Gas-Cooled Reactor Core with Block-Type Fuel, (II)

For the aseismic design of a high temperature gas-cooled reactor (HTGR) with block-type fuel, it is necessary to predict the motion and force of core columns and blocks. To reveal column vibration characteristics in three-dimensional space and impact response, column vibration tests were carried out with a scale model of a one-region section (seven columns) of the HTGR core.

The results are as follows: (1) the column has a soft spring characteristic based on stacked blocks connected with loose pins, (2) the column has whirling phenomena, (3) the compression spring force simulating the gas pressure has the effect of raising the column resonance frequency, and (4) the vibration behavior of the stacked block column and impact response of the surrounding columns show agreement between experiment and analysis.     

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。     

堆本体抗震试验动力相似关系推导与验证

为确保堆本体抗震试验中流体对流效应、脉冲效应和堆本体结构响应的准确性,需保证重力、流体与固体惯性力、结构弹性力和结构应变的相似性。本文从固体结构的振动方程、不可压牛顿流体的动力学方程、流固交界面的边界条件和环形柱体域内液体线性晃动的动力学公式出发,基于控制方程的量纲分析法,推导了考虑液体晃动效应的堆本体地震响应动力相似关系。基于上述相似关系建立了堆容器堆内构件和堆容器内自由液面流体域的缩尺模型,通过有限体积法分析堆容器堆内构件原型和缩尺模型中液体的晃动固有频率、晃动波高、压力以及液体晃动对堆容器支承裙的倾覆力矩。结果表明本文动力相似关系具有合理性和准确性,可用于堆本体缩尺模型的抗震试验研究。     

快堆堆芯抗震实验研究与有限元分析进展

堆芯的安全评价是快中子增殖反应堆抗震设计的一个重要问题。发生地震时,应该确保堆芯组件的结构完整性和核电厂能按要求紧急停堆。数百根堆芯组件之间存在着间隙,组件与堆芯支承处也存在间隙,整个堆芯被液钠包围,堆芯的抗震计算比较困难。本文重点介绍近年来法国、日本、意大利以及中国等国家针对快堆做过的一系列实验和理论研究进展情况。