不同输入界面对AP1000核岛结构设计地基地表地震动的影响

在核电厂地震安全性评价中,中国规范是依据剪切波速定义的基岩面,与美国规范不同。本文基于AP1000核岛结构设计地基的场地参数模型,分别选取各个规范中定义的剪切波速700、1100、2438 m/s基岩层作为地震反应分析的输入界面,采用中美两国通用的土层地震反应分析程序计算,定量分析选取不同地震输入界面时同一地震波、同一特定场地模型的地表加速度峰值和反应谱的差异值,结果表明地震输入界面的不同,AP1000核岛结构设计地基的同一场地土层模型地表地震加速度反应谱频谱特性产生较大的变化,地表加速度峰值差异高达2.25倍,故本文建议在AP1000核电厂地震安全性评价中应基于剪切波速为2438 m/s的基岩层作为土层地震反应分析程序的地震输入界面。本文的研究结果可供后续研究和核电工程建造应用参考。     

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。     

AP1000设计地震反应谱在具体厂址评价中的应用

分析AP1000设计地震反应谱（CSDRS）与各相关导则中定义的反应谱的对应关系,指出在特定厂址评价中,应基于同一标高比较厂址特定设计反应谱（SRS）和AP1000 CSDRS。基于5种设计场地模型将AP1000 CSDRS反演至设计基岩处和核岛结构基础底部,计算得到设计基岩处和结构基础底部的AP1000设计谱。计算结果表明,AP1000 CSDRS不能包络已有核电厂核岛结构抗震设计采用的0.2g标定的RG1.60的设计反应谱;若在非硬质基岩场地建造AP1000核岛结构,应进行AP1000 CSDRS的保守性分析。     

非基岩核电厂结构地震响应振动台试验研究

为研究在非基岩场地条件下核电厂结构的适用性和地震响应特征,以CAP1400型核电厂结构为例,开展非基岩场地核电厂结构振动台试验。结果表明:模型场地对各方向上的地震动均放大,场地反应谱低频部分受结构影响较大;在低于基准地震动作用下场地出现裂缝,在设计基准地震动作用下结构与土体分离。试验结束后,场地表面裂缝连通,结构无裂缝,地基失稳破坏。核电厂结构地震响应受场地条件的影响明显,在进行核电厂结构地震响应分析时应考虑场地条件和进行土-结构相互作用(SSI)分析。     

基于地基土等效线性的三维厂址反应分析

随着核电厂选址条件的日趋复杂化,土-结构相互作用（SSI）成为核电厂抗震分析需要考虑的重要因素之一。目前经典的自由场厂址反应分析采用的是一维层状地基土的分析,比如SHAKE91、EERA和SASSI等,很难考虑土层的非均质层状因素。因此随着核电安全的监管要求越来越高,抗震的精细化分析成为趋势。本文采用有限元程序ABAQUS编写的UMAT材料子程序,实现了基于地基土材料的等效线性,开展均质层状土的三维自由场厂址反应分析。其计算分析结果与SHAKE91计算结果进行对比表明,在均质层状土条件下吻合较好。因此,本研究为求解复杂非均质地基条件的SSI分析提供了良好的工程适用性。      

试验堆主厂房楼板谱计算与比较

土壤－结构动力相互作用分析是核工程抗震设计与安全分析中的重要环节。核在地震动中的反应主要取决于地震特性、地基土特征与结构特性三个方面。对于非岩石地基上,由于构筑物基础面的运动受到土壤－结构动力相互作用的影响,与地表自由场运动会有显著的差别。在抗震设计规范中要求考虑这一相互作用的影响。本文采用FJUSH、SASSI1000程序进行了试验堆土壤－结构的动力分析,给出堆厂址地表自由场运动与各楼层的反应谱,以供结构与设备抗震设计之用,并进行了比较分析。     

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。     

考虑一致危险性谱的核电厂房结构振动台试验研究

为得到适合特定核电厂所需要的反应谱,考虑具体的场地条件及地震动参数,采用随机模拟方法与概率危险性分析相结合的方式,建立了生成超越概率为10-4的一致危险性谱（UHS）的方法。为进一步研究核电结构的抗震性能及UHS在实际核电结构中的适用性,设计和制作了1∶20的核电厂房结构模型进行振动台试验,采用2条天然波及UHS、厂址谱（SL-2）、RG1.60谱所生成的人工波对结构的响应进行比对分析。结果表明,不同地震波对核电结构的响应有所差异,UHS生成的人工波对上部结构加速度放大效应以及位移影响较大,对应的楼层反应谱幅值相对其他反应谱较高,进行结构及设备抗震设计时应予以考虑。      

基于统计数据的非基岩核电厂抗震设计谱研究

为获取更为准确的抗震设计谱,统计分析了美国NGA-West2数据库中2661条强震动加速度记录数据,研究了相关地震参数对地震动反应谱的中长周期的影响,并建立了基岩(Ⅰ类)与非基岩(Ⅱ类、Ⅲ类)场地上水平向归一化加速度反应谱。结果表明,地震动反应谱受场地条件和矩震级的影响十分显著,受震源距离参数的影响较弱;与RG1.60谱、GB50267-97谱相比,本文获得的地震动反应谱能够更加可靠地估计场地覆盖层特性以及矩震级对地震动反应谱的中长周期的影响。最后,本文确定了考虑场地条件与地震构造环境影响的抗震设计谱,可作为非基岩核电厂选址及抗震设计的地震动输入。     

基于统计的核电厂地震裕量分析建议反应谱

基于美国新一代地震动衰减关系(NGA)数据库中350条基岩强震动加速度记录数据,以及我国汶川M_W7.9地震和芦山M_W6.6地震中获取的14条基岩强震动加速度记录,获得可用于核电厂地震裕量分析的基岩水平向加速度反应谱谱型。获得的反应谱充分考虑了地震规模(震级)对地震动反应谱频率成分的显著影响,在核电厂地震裕量分析中可以考虑厂址所处地震构造环境对输入地震动反应谱谱型的影响。相对于RG1.60谱,给出的反应谱能够更加可靠地反映近场中强地震产生的地震动高频成分。     

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。     

基于广义条件谱的某核电厂安全壳多元地震易损性分析

本文基于我国场地广义条件谱,对我国某核电厂安全壳进行了多元地震易损性研究。给出了我国场地向量型概率地震危险性分析与分解理论,提出了我国场地广义条件谱生成方法和步骤,生成了我国算例厂址广义条件谱,选取了场地相关地震动记录,基于多元地震易损性分析方法,生成了算例厂址安全壳结构多元地震易损性曲面。分析结果表明：核电厂安全壳地震易损性分析结果对多个地震动强度参数都较为敏感,基于增量动力分析等解析地震易损性方法,能够得到更为精细化易损性分析结果。考虑多个地震动强度参数的地震易损性分析结果,可为更为精细化核电厂地震风险提供研究基础。     

核电厂结构地基阻抗函数不同规范采用的计算方法比较分析

利用两种不同的规范方法,对二代加改进核电机组的安全壳结构进行了包括等效弹簧和阻尼系数的阻抗函数的计算分析.研究了不同阻抗函数计算方法在核电厂结构抗震方面应用引起的差异.在考虑地基土剪切波速、泊松比及地基土密度3种影响因素的情况下,分别探讨了每一个地基参数对两种规范方法计算结果的影响,量化了两种规范分析方法对阻抗函数计算结果的差异,验证了地基土剪切波速是影响阻抗函数的关键因素.     

钴靶组件流致振动试验研究

采用数值分析与试验研究相结合的方法,通过模拟反应堆内真实边界与流速,获得了钴靶组件的振动频率、振型等振动特性参数以及0.75～2 kg/s不同冷却剂流速下的响应试验数据;利用综合数值计算与试验测试结果对结构进行了疲劳评价。分析结果表明,靶件在0.75～2 kg/s流速下的各种响应有效值较小,可满足10 a寿命期限。     

基于近场加速度记录的弥散地震影响评价方法

基于地震动近场饱和的现象,根据已有的地震加速度记录样本,以及随距离衰减特征和震源尺度等因素综合确定的震中附近加速度记录样本,进行直接统计获得可以作为核工程安全性分析所使用的弥散地震加速度反应谱及其离散特征。为获得足够的样本数量,根据已有的地震动场地条件修正关系将非基岩场地上的加速度记录转换成为等效基岩场地上的记录,与基岩记录同时用于统计分析。     

ACP100非居住区边界剂量环境影响评估

介绍了ACP100发生选址假想事故后,对非居住区边界剂量环境影响的评估方法。基于RG1.183建立了ACP100选址假想事故后释放到环境的源项计算模型,并结合厂址的气象条件采用PAVAN程序得到非居住区边界剂量,研究了裂变产物释放方式、照射时间、自然去除、厂址气象条件和源项对非居住区边界剂量的影响。结果表明:上述因素对剂量均有较大的影响,确定ACP100非居住区的边界应考虑这些因素。     

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。     

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.     

核电厂抗震设计规范标准谱的修正建议值

为了弥补我国《核电厂抗震设计规范》(GB50267-97)制定时参考的地震动缺少大震记录的缺陷,选取强震、大地震和特大地震记录作为GB50267-97制定标准谱时的补充,同时参考RG1.60和修正RG1.60不区分硬土场地和基岩场地的做法,用概率统计的方法,将硬土场地和基岩场地的谱值进行整合,给出了GB中高频段反应谱幅值的修正建议值。     

核动力厂选址假想事故源项的探讨

介绍了美国核审管部门对核动力厂选址假想事故源项确定的历史演变以及相关研究进展。推荐了一套核动力厂选址假想事故源项,以及确定非居住区边界的评价分析方法和假设条件。计算了M310和AP1000核动力厂厂址的非居住区的最大径向距离。计算结果表明:(1)对于M310和AP1000核动力厂,采用确定论方法估算大气扩散因子,安全壳泄漏率(体积分数)取0.3%/d,非居住区最大径向距离分别不超过1.4 km和1.9 km;(2)在厂址选址阶段,考虑核动力厂的技术路线尚未明确或采用新技术路线,采用"不考虑安全壳喷淋系统等能动安全设施对核素的去除作用"的选址假想事故源项来确定厂址非居住区的边界基本上是可行的。