核电厂高静低动三维隔震系统的力学性能试验与减震效果研究

为实现隔震结构在静载阶段隔震层位移较小的同时满足动载阶段良好的减震效果,设计了一种由水平隔震单元和高静低动隔震系统（斜置橡胶支座和负刚度装置构成）组成的高静低动三维隔震系统。针对核电厂结构建立了该系统的竖向动力模型,分析了参数对系统传递率的影响,结果表明随着刚度比、阻尼比和力激励幅值比的增大,弹簧压缩比减小,力传递率幅值越小,在共振区体现出更好的隔震效果。通过对高静低动隔震系统进行静力加载试验,结果表明高静低动隔震系统在动载阶段滞回曲线饱满,具有较低刚度特征。通过理论模型与试验结果的对比,表明所提出的高静低动隔震系统理论模型能较好反映该装置系统力学特性。     

核电厂厂房基础隔震设计研究的构想

简要介绍了国内外在核电厂厂房基础隔震设计的研究与应用方面的现状,论述了在我国进行核电厂厂房基础隔震设计研究的必要性和重要意义。在此基础上,提出了在国内进行核电厂厂房基础隔震设计研究的基本构想。     

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。     

基底隔震对核电站反应堆厂房的地震响应影响分析

以某核电站反应堆厂房为研究对象,运用有限元分析软件ANSYS对比分析了极限安全地震动作用下采用基底隔震技术和不采用隔震技术厂房结构的地震响应。结果表明,采用基底隔震后能有效地减小反应堆厂房的水平向楼层反应谱、加速度响应及地震作用;采用基底隔震后厂房整体水平向的位移较大,位移主要集中在筏板基础处的隔震层,厂房结构本身楼层间的相对位移很小,呈现出类似刚体位移的特征;此基底隔震方案在水平向的隔震效果显著,而在竖直向隔震效果不明显。     

AP1000核岛结构基础隔震设计与参数影响分析

基于ANSYS和Midas Gen软件建立AP1000核岛结构有限元模型,通过非线性时程分析方法模拟核岛结构的三维地震响应,对核岛结构在安全停堆地震作用下的响应规律及隔震控制进行研究。选取隔震周期、刚度比和屈重比为控制参数,分析不同隔震层参数对核岛结构地震响应的影响。研究表明:引入基础隔震技术,能有效降低核岛结构的地震响应;核岛结构随隔震周期的延长,顶点水平加速度和隔震层剪力均呈现明显减小趋势,屈重比和屈服前后刚度比随隔震周期的延长,对隔震核岛结构的地震响应影响越小。     

PCCS顶部水箱结构隔震参数的优化研究

以AP1000为研究对象,针对非能动安全壳冷却系统(PCCS)结构系统的地震响应,包括屏蔽厂房的结构运动和重力水箱部分的刚体运动、对流运动和冲击运动等特点,基于顶部水箱及其屏蔽厂房的地震响应特点,分别建立隔震结构和普通结构的分析模型。根据核电厂结构特点和抗震规范要求,提出隔震参数优化分析模型,并基于MATLAB工作平台,实现隔震层周期和阻尼比的参数优化。通过优化隔震结构与普通结构、现行抗震规范隔震模型的比较表明,本文优化方法的隔震结构具有减震效果好、抗震性能稳定等优点。     

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。     

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。     

核电厂事故场外应急响应研究中的一些新观念

本文从总结三里岛事故和切尔诺贝利事故的经验教训出发，详细介绍了一些国家与地区及一些国际组织在事故后核应急工作方面所提出的一些新的思路。     

AP1000核电厂海水循环泵地震响应分析

针对AP1000核电厂大型双基础立式循环泵机组结构,以安全停堆地震作为设计地震载荷输入,采用响应谱法对海水循环泵在地震载荷下的动态特性和响应进行分析,并对其在安全停堆地震工况下的可运行性进行评估。结果表明,该泵的1阶自然振动频率约为17.5 Hz,其低阶振型以泵体结构的横向弯曲振动为主。根据响应谱分析与静力分析叠加的结果,地震工况下的泵体最大组合应力为173 MPa,最大变形量为4.4 mm。     

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。     

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。     

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。     

核电站环形吊车抗震计算分析

应用有限元分析软件ANSYS建立了核电站环形吊车结构的三维计算模型,在模态分析的基础上,以环形吊车所在的安全壳标高40.0 m处的地震反应谱作为输入,对环形吊车结构进行了地震响应分析计算.计算结果表明,地震动作用下环形吊车的垂直位移和应力响应比较小,但水平位移和应力响应比较大,原因是环形吊车水平方向1阶弯曲振动固有频率位于水平地震反应谱最大值频率区间附近;环形吊车结构在地震动作用下能满足抗震设计强度要求,应力集中处的最大应力小于材料屈服极限.     

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。     

核电站应急系统EmInfoSys简介

核安全是核能与核技术利用事业发展的生命线,核事故应急响应是核安全纵深防御的最后一道屏障,是确保核能事业安全健康发展的重要措施之一。建立功能齐全、反应灵敏、运转高效的核与辐射事故应急管理体系,是我国核安全中重要任务之一。北京广利核系统工程有限公司从2001年开始参与核应急指挥系统的建设,先后参与了秦山、田湾、环境保护部、海阳、台山、防城港、三门等大量的核应急项目,形成了拥有自主知识产权的核应急平台———EmInfoSys （Emergency Management Information System）,本文对EmInfoSys系统做了简要介绍。     

核电站功率控制的问题探讨

核电站的功率控制是核电站的重要方面。从澄清各种功率的说法出发,详细分析说明了核电站各种功率的定义、表达式及相关显示,进而分析了各种功率的准确性问题。通过清晰几个功率的说法,较全面地分析了核电站如何在保证核安全的情况下,尽量提高热功率进而提高发电量的方法,对核电站的持续改进有所帮助。     

柏崎·刈羽核电厂地震安全评价简介

介绍了日本柏崎·刈羽核电厂遭受强烈地震时的情况,以及国际原子能机构（IAEA）专家评审组在现场发现的问题及其经验反馈。     

核电厂地震分析综述

扼要地概述了核电厂结构、系统和部件的地震分析全过程，包括厂址地震载荷的确定，分析系统的划分，数学模型建立，计算方法和结果的分析、处理等。对其中主要环节作了比较详细的评述。此外，简要介绍了地震载荷与其它载荷的组合。