考虑SSI效应的核电站厂房楼层反应谱对比分析

在集总参数表征的场地动阻抗框架内,国内外主要核电厂抗震设计规范均推荐单一常系数弹簧-阻尼器并联体系表征均质场地动力模型。结合土-结构相互作用数值分析的最新发展,本文以CPR1000型反应堆厂房的集中质量简化模型作为研究对象,基于ASCE4-98规范、RCC-G规范、集10参数等适用于均质场地的集总参数地基模型以及适用于非均质复杂场地的粘弹性人工边界场地模型,开展了直接法和阻抗子结构法两种时程分析方法的对比研究,并将得到的楼层加速度反应谱与SASSI程序计算结果进行对比,互相验证了不同地基动力数值模型以及计算方法的有效性,对于评价核电厂地基适应性具有一定的指导与参考意义。     

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。     

核电楼层谱参数不确定性影响的评价方法研究

考虑场地与结构参数不确定性的动力影响,是各国核电抗震规范的共同要求之一。规范中建议了2种参数不确定性的分析方法:一种是对确定性方法获得的楼层谱计算值直接进行不确定性处理;另一种是采用蒙特卡洛方法建立样本空间,对响应结果集进行概率统计分析。这2种方法均体现的是不确定性参数的综合影响,无法甄别其中某类参数的不同影响与贡献程度。为明确不同类别的不确定性参数的具体贡献,基于统计学原理,提出一套核电楼层谱分析中不确定性参数影响评价的综合指标,主要有相关性系数、回归斜率系数和Tornado摆幅等。这些指标可从不同角度,分析结构参数不确定性对楼层反应谱的影响与贡献程度,得到不同参数的敏感性影响排序。     

基于功率谱密度函数法的核电厂房增加隔震措施后的楼层反应谱分析

以压水堆核电站反应堆厂房结构为分析对象,利用功率谱密度函数法(PSDF)建立了楼层反应谱(FRS),研究了在增加隔震装置情况下,土-结构相互作用(SSI)、主次结构耦合作用和次结构阻尼比等因素对FRS计算的影响,定量分析了厂房结构FRS对这几种因素的敏感性.研究结果表明,隔震后FRS峰值下降明显,并且主要出现在隔震频率附近;同时隔震作用、SSI和主次结构耦合作用交叉影响,厂房设计时必需综合考虑这几种作用.     

核电厂房三维有限元模型考虑土-结构相互作用的简化方法

为将集总的半无限地基动刚度等效离散给三维厂房结构的筏板基础,借鉴简化的集中质量厂房模型考虑土-结构相互作用(SSI)分析方法,通过力矩等效,推导三维厂房结构考虑SSI的弹簧-阻尼器等效离散模型,并通过模态分析和动力时程分析验证了此等效离散方法的正确性和合理性。这种第一步求解集总的地基动刚度,然后基于通用的有限元软件在三维厂房筏板基础施加弹簧-阻尼器的方法,相对于其他人工边界法更简便易行,便于工程应用。     

"华龙一号"核岛厂房抗震分析

"华龙一号"作为我国自主设计的三代核电堆型,具有更高的安全性、更强的抗震性能;核岛厂房的抗震设计对核电厂的安全性具有举足轻重的意义."华龙一号"采用更高的设计基准、SL-2级地震地面运动加速度提高至0.3g,采用标准化设计、包络多种厂址地基参数,创新性的提出了三维模型与集中参数模型相耦合的结构模型化技术.本文着重介绍"...     

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.     

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。     

土壤-结构相互作用下的TMSR-LF1厂房楼层反应谱分析

核反应堆厂房的楼层反应谱对整个反应堆系统的抗震分析与设计具有重要意义.本文旨在得到2 MW液态燃料钍基熔盐实验堆(Thorium Molten Salt Reactor-Liquid Fuel 1,TMSR-LF1)的准确楼层反应谱.采用ANSYS有限元分析软件建立梁、板壳、实体三种单元混合的三维有限元模型,通过直接法...     

基于人工透射边界的核电厂结构抗震分析

目前核电厂结构-地基地震动力相互作用模型仍局限为规范建议的简单集总参数模型,或以粘弹性边界为代表的基本有限元地基模型,缺乏精度相对较高的分析方法。本文将高精度的二次透射人工边界地基模型引入核电结构抗震的分析领域,针对厂房结构的复杂约束,采用隐显式方法求解,显式积分时域结果后处理等关键问题,基于ANSYS软件提出了模型解决方案,并以实例形式验证了本文方法与模型的适用性。结果表明,文中模型适用于核电厂建筑物动力响应的有限元分析。     

核能设施地震动模拟中目标反应谱与功率谱转换方法探讨

针对核能设施地震动模拟中合成人工地震动功率谱包络的要求,比较由反应谱计算功率谱的几种常用方法,并分析各方法中相关参数对结果的影响。此外,采用拟合小阻尼反应谱生成人工时程并取各时程功率谱平均值的方法,可得到与反应谱相对应的功率谱。以AP1000和RG1.60的反应谱及其对应的目标功率谱为分析对象,考察由反应谱计算功率谱各种方法的计算精度,并着重对Kaul方法的适用性进行分析。最后给出核能设施地震动模拟时,获得足够精度功率谱的相关建议。     

核电厂地震易损性分析模型研究

福岛核事故发生后,我国要求开展外部事件对核电厂影响的评价,“十二五”核安全规划要求2015年之前开展外部事件概率安全分析工作。地震是需要重点评价的外部事件之一,而地震易损性分析是地震概率安全评价（SPSA）的一项重要内容,易损性分析模型是地震易损性分析的基础。本文介绍了地震易损性的概念,研究了美国核管会（NRC）和电力研究院（EPRI）推荐的地震易损性模型,并从数学上对该模型进行推导。给出易损性模型的应用实例,讨论随机性和不确定性对易损度的影响。结果表明,进行易损性分析时,需拥有丰富的知识和经验,以减少不确定性,使得到的分析结果更接近实际。     

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。     

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。     

核电厂KIC供配电方案分析

核电厂计算机信息与控制系统（K IC ）的供配电对K IC的可用性及可靠性具有决定性的影响。本文在对两个核电厂K IC的功能结构简要描述的基础上,通过对K IC的供配电方案的对比分析,分别阐述了单一母线失电状况下K IC的状态,并指出了两个核电厂工程实践中K IC供配电存在的问题,提出了改进意见,为后续核电厂大修改进及新建CPR1000和三代项目KIC供配电设计提供了参考。     

软地基核电站地震楼板载荷

采用 SAP-5 程序分析了在远、近场地震载荷作用下,桩、土、结构的相互作用;然后编制后置程序计算楼板响应,得到有关楼板的加速度时程与楼板谱。     

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。