土-结构体系的相互作用分析

本文简要介绍了土与结构体系的相互作用的概念，及在厂房实例计算中对此作用的分析方法。     

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。      

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。     

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。     

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.     

CARR堆反应堆厂房土壤-结构相互作用与楼层反应谱分析

土壤-结构动力相互作用(SSI)分析及楼层反应谱(FRS)计算是中国先进研究堆(CARR)工程抗震设计的重要环节.本文采用直接法,通过建立二维土壤-结构共同工作计算模型,并分3个方向进行地震动输入,考虑土壤-结构相互作用对反应堆厂房地震反应进行分析,计算出厂房基础部位和各楼层在不同工况下的地震反应及楼层反应谱.     

三向地震载荷下HTR-10厂房土壤-结构相互作用分析

土壤-结构相互作用（SSI）会影响核电厂厂房的地震响应。本文充分考虑SSI效应的影响,对10 MW高温气冷堆（HTR-10）厂房在三向地震载荷下的响应进行了分析。建立了土壤-结构耦合有限元模型,通过构造人工边界实现对地震波在无限域内传播过程的模拟,并对模型的准确性进行了验证。利用该模型计算了HTR-10厂房的地震响应,并对不同楼层的反应谱计算结果进行了分析。对于水平向反应谱,各楼层的反应谱谱型类似,SSI影响规律基本一致。在竖直方向上,结构的响应特点与楼板自身的竖向频率特性有明显关系,不同楼板的响应差别较大。一般情况下,SSI效应对竖向响应有抑制作用,且随着楼层增加更为明显。当楼板与土壤的固有频率接近时,竖向响应与其他楼层相比会有显著放大。     

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。     

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.     

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。     

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。     

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。     

基于动力人工边界的核电工程地震响应分析

动力人工边界是采用3D有限元技术解决地基动力问题的必要手段。采用粘弹性边界模型和透射边界模型,选取中国北方某典型核电工程实例进行地震响应分析,并将2种复杂人工地基边界模型的结果同简化均匀地基模型的分析结果进行对比,以比较不同分析模型在模拟复杂地基动力效应方面的差异。     

小型堆安全壳在地震激励下的动力响应分析

小型核反应堆(小型堆)因具有模块化、高灵敏性及安全性等优良特性备受关注,其安全壳结构在地震作用时的动力特性对小型堆的安全性评定有着重大影响作用。将小型堆安全壳用ABAQUS软件建立三维有限元模型并模拟非线性抗震分析,模拟在地震作用下小型堆安全壳模型的频率、振型和加速度及位移等动力特性,对比前16阶振型和频率,表明安全壳的1和2阶、3和4阶等阶次的振动频率分别接近且主要振动方向为水平方向。同时以峰值分别为02g、03g与04g的地震动作为荷载输入,得到3种加速度峰值作用时预应力钢束和混凝土安全壳结构的最大主应力云图,对比发现3种地震峰值作用下混凝土安全壳的最大主应力均小于抗拉强度标准值265 MPa,且最大主应力主要集中分布在安全壳结构的闸门孔周边及基础相连的底部附近。最后对比安全壳结构的加速度与位移响应,评定结果表明在极限地震动作用下小型堆安全壳结构具有良好的安全性。     

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。     

考虑竖向地震动影响的某核电安全壳地震易损性研究

核电厂等重要基础设施的抗震设计和评估需要考虑竖向地震动影响,目前竖向地震动对核电安全壳地震易损性影响研究还较少。本文进行了考虑竖向地震动影响的核电安全壳地震易损性研究,分析了以水平向场地相关谱为目标谱选取的地震动记录的不足,提出了同时匹配水平和竖向场地相关谱的地震动选取方法,选取了指定场址的水平和竖向地震动记录。采用增量动力分析方法,基于选取的水平和竖向地震动,分别进行核电安全壳水平向地震动作用下与水平和竖向地震动联合作用下的易损性分析。采用基于混合易损性数据的易损性分析方法,得到了具有置信度的易损性曲线和高置信度低失效概率。分析结果表明：竖向地震动对安全壳抗震能力和地震易损性有较大影响。     

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。