AP1000钢筋混凝土屏蔽厂房抗大型商用飞机撞击分析

针对建设中的三门、海阳AP1000钢筋混凝土(RC)屏蔽厂房,开展抵抗大型商用飞机撞击的分析研究。分析中采用我国核安全导则(HAD)推荐的总质量约90 t的大型窄体商用飞机作为撞击飞机,选取屏蔽厂房筒身中部、进气口区域和屋顶锥屋面作为撞击目标,并采用LS-DYNA显式有限元分析软件使用"飞机-标靶相互作用法"进行3种工况模拟。结果表明:AP1000的RC屏蔽厂房可以抵抗这种级别飞机的撞击。     

考虑撞击区非线性和土-结构相互作用的飞机撞击核电厂振动效应分析

给出一种简化的飞机撞击核电厂振动效应的评估方法,首先给出了2种飞机撞击荷载模拟方法（力-时程法和飞射物-标靶相互作用法）所产生的核电厂振动响应特性及其传播规律;随后重点分析了核电厂撞击区材料非线性和土-结构的相互作用对核岛内部振动响应的影响;最后结合核电厂抗震裕度评价工作,给出了振动响应对核电厂核岛内部安全相关系统、设备和部件影响的评估实例。结果表明:2种飞机撞击荷载模拟方法所得核电厂撞击区最大变形及其变化规律基本一致,但飞射物-标靶相互作用法将包含更多的高频分量;随振动传播距离的增加,振动响应（特别是高频分量）衰减显著,且2种撞击荷载模拟方法所得响应将逐渐趋于一致。当考虑撞击区材料非线性后,飞机撞击核电厂所产生的振动响应将明显低于线性分析的结果;当进一步考虑土-结构相互作用后,其振动响应还将进一步减小;裕度地震反应谱可作为振动响应评估的参考准则。      

关于核电厂防大型商用飞机撞击的要求——核电发展面临的新挑战

对美国核管会新制定的有关大型商用飞机对核电厂撞击问题的联邦法规10CFR50.150以及管理导则和技术文件进行了简要介绍,并且介绍了法规制定过程中的相关公众评论及美国核管会的响应,对上述方面给予了简要评述。     

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。     

大型商用飞机撞击钢板混凝土结构安全壳的有限元分析

为研究不同场地条件对大型商用飞机撞击核电厂结构的冲击响应影响,采用规范推荐的集总参数场地动力模型考虑不同的均质场地条件。基于荷载时程分析法进行了某大型商用飞机撞击钢板混凝土结构安全壳的冲击响应对比分析。分析结果表明,随场地剪切波速的增大,安全壳的冲击响应减小,当考虑为固定端时,其响应最小;当场地的剪切波速较大,即场地较硬时,假设为固定端的边界条件是合理的,当场地较软时,应考虑场地的弹性作用;场地阻尼效应对于冲击响应的影响很小,可忽略不计。针对某特定场地,大型商用飞机对钢板混凝土结构安全壳的冲击响应较小,不会引起结构的整体破坏,是可接受的。     

考虑SSI效应的核电厂SSC耦合体系模型主余震易损性分析

核电厂体系的地震易损性分析能够反映耦合的结构、系统和部件（SSC）在不同地震强度下的失效概率,土-结构相互作用（SSI）和主余震作用是地震易损性分析中2个非常重要的因素。本文建立了AP1000核电厂SSC耦合体系模型,选用典型软岩石地基作为场地条件,根据AP1000设计谱选取主余震记录,采用增量动力分析（IDA）方法对耦合体系模型进行考虑SSI效应的地震易损性分析。经计算分析可知,主余震作用对结构和设备的破坏可能大于单一主震的作用效应。考虑SSI效应普遍增大了SSC主余震易损性的条件失效概率。由典型SSC抗震性能结果可知,耦合体系的失效模式为屏蔽厂房混凝土首先开裂,随后蒸汽发生器管道屈服,最后主蒸汽管道进入屈服。考虑SSI效应时,破坏状态基本完好与一般破坏之间的极限状态下屏蔽厂房、蒸汽发生器、管道的高置信度低失效概率（HCLPF）值分别为0.48g、0.68g和0.92g。由本文研究可知,在核电厂易损性评估过程中,SSI效应和主余震作用的影响不容忽视。     

核电厂楼层谱抗震计算的场地模型及其影响分析

结合结构-地基动力相互作用数值分析的最新发展,在集总参数场地动力简化模型的框架内,提出了一种便于非均质场地条件采用的核电站厂房时频域动力分析的新模式。该模式利用谐响应法求解场地真实频域动阻抗曲线,利用混合变量模型保证频域动刚度的时域无损转换,实现楼层谱的全时域计算。最后,以某百万千万级核电站反应堆厂房的抗震分析为例,开展均质与非均质场地条件下动刚度及上部结构楼层谱计算的对比研究,验证了该分析方法的精度与应用效果。计算结果表明,比较均质场地条件,水平成层非均质场地条件下竖直方向楼层谱峰值有较大幅度改变,必须在核电抗震安全评价中加以重视。     

飞机撞击核反应堆安全壳的动力学分析

运用MSC．DYTRAN软件分析了飞机撞击反应堆安全壳的动力学问题,给出了混凝土的变形图和撞击物的速度变化曲线,比较了选用不同材料模式的计算结果,并与经验公式的结果进行了对比。选用混凝土的帽形材料模型得到结果略低于经验公式的结果。     

Dynamic Analysis of Large Fast Reactor

The dynamic behavior of a 1,000 MW th sodium-cooled oxide-fuel fast breeder reactor was analyzed. To determine the stability of fast reactors, a new analytical model was introduced. The transfer function of EBR-I Mark IV calculated therewith agreed closely with experimental data, and the stability study on the model case was carried out with this model. The present analysis was extended to cover such accidents as reactivity insertion, coolant flow coast down and loss of coolant flow, which are commonly considered in fast reactor safety analysis, and further, the influence of changes in reactivity coefficients upon the consequences of such accidents was also surveyed.

The results indicated no appearance of instability in large fast reactors under credible conditions, and that fuel center melting should occur prior to sodium boiling in the case of a reactivity insertion accident, when the Doppler coefficient should have great influence, in contrast to the sodium coefficient, whose effect should be small. It was also ascertained that there should be no fear of coolant flow coast down from pumping power failure if the scram system operates normally, and that in the event of channel blockage sodium should begin to boil within a few seconds at about two thirds of core height. Compared to the case of reactivity insertion, the effects of the individual coefficients were found to act in the inverse direction in these latter cases.     

土建结构与主回路耦联模型抗震分析研究

以巴基斯坦恰希玛核电厂为分析对象,用响应谱分析法以及时程分析法对将士建结构及主回路系统设备按其实际连接(支撑)情况共处一体的耦联计算模型进行抗震分析计算,将其结果与解耦后的主回路系统模型的计算结果相比较,并进行初步的分析探讨.在分析中,用弹性梁单元来模拟主回路系统设备及土建结构,土建结构采用由剪力墙组合的悬臂梁模型.在解耦模型中,各设备的支撑是以具有实际支撑刚度的弹性梁单元支撑在刚性悬臂梁(单点输入)及弹性悬臂梁(多点输入)来模拟.耦联模型的地震载荷按照实际情况,由土建结构的底部输入.通过比较发现,主回路系统设备与土建结构的耦合效应不容忽视,实际抗震设计中不宜用以往的解耦模型进行抗震分析.     

CARR堆反应堆厂房结构分析与密封设计

CARR厂房为典型短周期结构,是由不同结构形式和不同材料结构单元构成的复杂结构体系.部分结构整体内力分析采用Algor程序,厂房结构局部应力分析采用ANSYS程序,预应力混凝土结构计算采用PREC程序.分析计算表明,结构的最大位移发生在侧墙的中部,打压状态下的位移量约为2.28mm.应力较大的部位发生在顶板与侧墙、侧墙与楼板交接部位及两面侧墙的交角处,最大应力为2.7MPa.大梁计算挠度为13.5mm,反拱值为7.5mm,预应力度为0.745.为了控制钢筋混凝土构件的裂缝,屋面部分采用预应力混凝土结构.选用环氧树脂加玻璃布涂装衬里为密封厂房的内衬方案.     

秦山核电厂主厂房的抗震分析

本文介绍了秦山核电厂主厂房的抗震分析,通过悬臂梁模型、轴对称单元模型及壳体单元模型的分析和计算,证实了秦山核电厂主厂房的结构是十分安全可靠的。     

西安脉冲堆大破口失水事故分析

分析了西安脉冲堆大破口失水事故的特点,建立了适用的数学模型,编制了计算程序。结果表明：在大破口失水事故下,部分燃料芯体最高温度将超过设计限值,但不会发生燃料元件熔毁事故。     

反应堆直接安注结构热工影响分析

建立了反应堆压力容器直接安注的实验模型,进行传热和流动实验。实验对比研究了文丘里管和直管两种不同安注管结构下压力容器不同区域的流动混合、传热系数以及相应的温度变化,并通过可视化实验对比验证了不同安注模型的流场,对不同结构下安注管的阻力特性进行了分析。研究结果表明,不同安注管在流动阻力上存在较大差异。研究结果为反应堆压力容器安注管的设计选择提供了重要依据。