弯头地震非线性响应及抗震设计规范保守性研究

通过对比研究1995版和2002版的ASME规范中管道抗震评价部分的相关内容,深入探讨了ASME规范在降低其保守性所做的努力。定义规范保守性因子,以便定量研究规范保守性,同时开展弯头在地震载荷作用下的线性与非线性响应研究,深入探讨了材料非线性、几何大变形和内压对弯头的地震响应的影响,并基于弯头的地震响应计算结果,分析了ASME规范中管道抗震评价部分的保守性。计算结果表明,ASME规范对管道系统抗震评价的保守性较大。     

核电厂装卸料机抗震性能分析研究

为了验证装卸料机在地震工况下的安全性和可靠性,结合ASME NOG—1规范,对其计算分析的要求进行了研究,并且应用ABAQUS软件建立了实际核电厂装卸料机的有限元模型,在模态分析的基础上,利用其所在安全壳内操作平台标高处的反应谱,对装卸料机结构模型进行了地震谱分析计算。通过计算,在讨论了装卸料机抗震计算方法的同时,对装卸料机中桥架、小车等各梁式线型结构以及走台板、小车板等板壳结构在地震等载荷组合作用下的应力和位移响应进行了评价,深入讨论了其结构自身的振动特性以及在地震载荷作用下可能发生结构失稳的薄弱环节,从而为日后的工程设计和核安全审评提供参考。     

不同主泵结构对主系统抗震设计的影响分析

以主系统非线性有限元模型为研究对象,采用ANSYS软件分析不同主泵结构对主系统地震载荷的影响。结果表明,2种主泵模型下主系统地震载荷应力评定均满足规范要求,主泵阻尼器位置要求提高土建抗震设计等级;采用使系统整体频率远离响应谱峰值区的主泵模型计算得到的主系统地震载荷较小。     

医院中子照射器的反应堆水净化系统抗震分析

医院中子照射器堆水净化系统实际设计等级为3级,有抗震要求,抗震设计标准为TECDOC-1347规范,可以使用等效静力法对堆水净化系统进行抗震计算.首先根据TECDOC-1347规范,说明如何取抗震计算参数.然后根据所取的参数,对整体结构进行了抗震计算.计算中直接考虑了螺栓联接,避免了手动计算螺栓强度.根据TECDOC-1347的要求,要对结构进行屈曲分析.在软件中建立的三维计算模型,忽略螺栓的影响,计算了整体结构的临界屈曲载荷.通过分析证明,结构能够满足抗震要求,在地震载荷和内压的作用下,结构不会发生屈曲.     

西安脉冲堆抗震设计计算

简述了西安脉冲堆抗震设计遵守的核安全法规、安全导则和设计规范，核设施的分级，地震载荷的确定，计算内容，计算程序、计算方法，计算结果及其综合评定等方面的内容。根据核设施各抗震设计物项自身的结构特性的不同，分别选用较合适的计算方法计算地震响应结果，按相关的设计规范和设计要求对计算结果完成综合评定。评定结果表明：西安脉冲堆核设施抗震设计性能良好，在设计地震烈度水平下能够维持抗震设计物项本身的结构完整性和正常功能。     

中国铅基研究实验堆主容器初步地震响应分析

中国铅基研究实验堆(CLEAR-Ⅰ)为铅铋合金冷却的一体化池式结构,地震情况下高密度液态铅铋晃动引起的流固耦合效应会对主容器结构产生影响。本文基于双向流固耦合方法,在ANSYS Workbench仿真环境下计算了CLEAR-Ⅰ主容器对典型地震激励的响应,得到了层流模型(None(laminar))和k-ε模型(k-Epsilon)下结构的位移响应与应力响应。结果表明,考虑地震载荷和铅铋合金重量的情况下,CLEAR-Ⅰ主容器抗震设计性能良好,能够维持结构的完整性。     

5MW低功率堆堆厂房结构抗震校核

用等效静力分析对5MW 低功率堆堆厂房结构作了抗震校核。根据 IAEA-TECDOC-348的规定计算出各楼层的水平剪力:按我国有关规范进行载荷组合,对重要节点做了强度校核。最后对堆厂房的抗震安全性能作出了评价。结果表明,厂房的关键部位在7度地震下是安全的。     

乏燃料组件抓具混合双摆模型及地震响应分析

核动力厂对乏燃料组件抓具提出了抗安全停堆地震(SSE)的要求,而抓取过程的地震响应是评价其安全性的重要依据。为精确分析抓取过程的地震响应,根据乏燃料组件抓具的结构和工作方式,建立乏燃料组件抓具工作状态的混合双摆模型,推导其运动微分方程,采用Runge-Kutta法求解其在地震载荷作用下的响应,根据动力学理论进一步求得钢丝绳和抓具上的动态载荷,并对结果进行分析。此方法为类似结构的精确抗震设计、综合评定提供参考。     

化学和容积控制系统下泄热交换器抗震分析

采用有限元方法对辽宁红沿河核电厂一期工程设备中的化学和容积控制系统(RCV)下泄热交换器进行了抗震计算分析,载荷包括自重、压力、温度、接管载荷和地震.根据RCC-M和ASME规范对计算结果进行评定.结果表明,RCV下泄热交换器的设计满足规范要求.     

堆芯燃料组件抗震分析简化模型研究

针对堆芯燃料组件在地震作用下可能发生的结构变形及破坏现象,采用简化方法对燃料组件进行时程分析,计算地震工况下格架所受的碰撞载荷以及应力情况,并将计算值与格架的压塌载荷以及导向管的应力限值进行了比较,从而对堆芯燃料组件的结构完整性进行了评估,为日后堆芯燃料组件结构的抗震性能分析计算提供参考。     

Evaluation of aseismic integrity in the HTTR core-bottom structure V. On the static and dynamic behavior of graphitic HTTR key-keyway structures

The graphite components in high temperature gas-cooled reactors are connected to each other through a key-keyway structure that has gaps between the key and the keyway to accomodate thermal expansion. Because a dynamic load concentrates on the key-keyway structure during earthquakes, it is considered to be a crucial element for assessing the integrity of the graphite components. A combination of experiments and analyses was employed to investigate the dynamic behavior of the key-keyway structure, i.e. the equivalent stiffness associated with vibrational characteristics of the graphite components and the stress distribution under dynamic loading. The experiments were performed using a graphite scale model and a dynamic photo-elastic method. The analysis was carried out using the finite element method (FEM) code Abaqus, taking account of the contact between the key and the keyway. The following conclusions were derived. (1) The equivalent stiffness of the key-keyway structure shows nonlinearity, owing to the contact deformation. (2) The equivalent stiffness evaluated by the FEM analysis, taking account of the non-inear contact deformation, is applicable for predicting the vibrational characteristics of ky-keyway structure. (3) The stress concentration under dynamic loading is lower than or nearly equal to that under static loading. The maximum stress concentration of the seismic load can be sufficiently evaluated under static loading conditions.     

Evaluation of aseismic integrity in the HTTR core-bottom structure IV. Structural integrity of connecting elements between graphite components

Former investigation on the aseismic test for core-bottom structure in the high temperature engineering test reactor (HTTR) clarified the response of acceleration, strain, impact load etc. Following this investigation the component test of connecting elements between graphite components was carried out to evaluate their fracture load and fracture mode. The stress analysis was also performed to estimate the stress profile by the analytical approach. The seismic design load is also estimated by considering the load concentration factor. In this paper the experimental and analytical results are compared and the structural integrity of these connecting elements is discussed under the severest earthquake condition postulated in the HTTR structural design.     

安全壳外挂水箱结构强度分析

我国自主设计的第3代核电站安全壳外挂水箱用于超设计基准事故下内层安全壳的长期排热,这是确保安全壳完整、核电厂安全的重要设施。因此,有必要对外挂水箱在极限安全地震动与温度异常工况组合作用下的结构强度进行分析。建立带有外挂水箱的外层安全壳有限元模型,开展网格敏感性分析,并通过模态分析研究结构的振动特性。采用时程分析法,对结构同时施加温度和地震动载荷,基于流固耦合方法分析水体与结构的相互作用,研究外挂水箱结构的地震动响应以及水箱内水体振荡特性。研究表明,水体在水箱凹沉处水面振荡幅度较大,在EL Centro地震动、人工合成地震动和长周期地震动工况下外挂水箱的最大拉应变和最大压应变绝对值均小于C60混凝土许用应变值。     

核电厂电气厂房地震响应敏感性分析

利用人工地震波生成算法,探讨考虑土壤-结构相互作用的核电厂电气厂房地震响应动力分析模型和计算方法。通过比较楼层反应谱,研究岩土材料参数和载荷的不确定性对结构响应的影响。结果表明:岩土材料参数对核电厂电气厂房地震响应的影响更大,单一岩土材料参数下计算得到的拓宽后的楼层反应谱不能完全包络参数变化带来的地震响应差别。即使最终的反应谱大于或等于各种不同岩土参数下的楼层反应谱,仍有必要对不同岩土参数下的楼层反应谱做包络。     

Assessment of the seismic resistance of a ventilation stack on a reactor building

The paper analyzes the seismic resistance of a ventilation stack on a reactor building, including the possible reserves of increasing the resistance. Structures of this type are highly sensitive to seismic loads, as the tuning of the stack (the spectrum of its lowest natural frequencies) corresponds with the frequency spectrum of excitation due to seismic effects. The purpose of the paper is to present an example of an actual structure to show the character of the response of the structure, and the participation of the individual frequency components of the response in the overall stress and strain state of a structure of this type. The methodology for a numerical analysis of the structure is also given. The load of the stack proper is modified by the transfer characteristics of the building. In engineering practice, the system is usually divided into two subsystems: the building with the sub-base, and the stack proper. The level of justification for the application of this simplification depends on the distance of the natural frequencies of the stack from the natural frequencies of the building. Finally, the paper deals with possible errors in determining the actual seismic resistance of the stack structure.     

AP1000核电站海水循环泵可运行性分析

建立了AP1000立式循环泵机组的整机有限元模型，采用响应谱法针对循环泵在设计地震载荷工况下的强度及其动、静部件的变形位移进行了分析，并对该泵在设计地震载荷工况下的结构完整性和可运行性进行了评估。分析结果显示，该泵的1阶横向弯曲振动频率为14.4 Hz，在单位水平激励载荷下，其前4阶振型在模型中的有效质量分数达0.94。在设计地震载荷工况下，作为主承压部件的泵体最大组合应力为203 MPa，叶轮室段壳体最大变形位移不超过1.5 mm，转子部件最大组合应力为 1.7 MPa，最大变形位移为0.8 mm，该系列响应值均在循环泵设计允许范围内，分析结果显示该泵能满足结构完整性和可运行性的要求。     

CEFR堆芯燃料组件抗震试验方法研究

为了验证中国实验快堆（CEFR）堆芯燃料组件的抗震性能,保证地震下结构完整性和气密性,必须研究制定兼具代表性和包络性的堆芯组件抗震试验方法。本文基于俄罗斯组件耐振试验方案分析,结合国内试验规范和堆芯实际约束条件,提出了一套新的组件抗震试验方法,并通过分析计算论证新方法的合理性。结果表明：新方法的试验结果是保守的,可保证在相同地震输入下单组件应力、冲击响应基本能包络处于堆芯组件群中的组件响应,新方法要求单根组件分别在刚性台架和柔性台架上依次完成抗震试验。本文结果对快堆堆芯组件的抗震试验研究具有重要指导意义。     

地震响应反演核电管道中结构参数方法对比研究

本文研究了以地震响应与地震激励的比值和管道振动控制方程误差为目标特征值时,利用地震响应反演管道中结构参数的可行性与差异。推导了两种方法可通用的迭代数学模型,利用地震响应反演某管道有限元模型中的结构参数。结果表明：合适条件下二者反演结果具有类似的精度,但基于地震响应与地震激励比值的方法具有更高的鲁棒性,适合使用位移响应;基于振动控制方程误差的方法对反演参数初始估计的依赖性更低,适合使用加速度响应。