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。     

核电站泵房不均匀地基的沉降与地基动阻抗计算分析

核电机组的重要厂用水泵房作为核电厂重要的取水构筑物,属于抗震I类物项。为了评价某泵房不均匀地基的安全性,本文分别建立了不均匀地基的平面应变和三维有限元模型,对其进行了施工阶段与正常运行期间的非线性静力沉降计算。此外,本文从谐响应动力求解方法的基本概念出发,基于粘弹性人工边界场地模型,进行了三维自由场地的动阻抗计算,以上结果均与假想的均质地基结果进行对比分析,为下一步泵房结构的抗震计算分析提供了依据。     

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。     

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.     

大功率先进压水堆IVR有效性评价中熔池换热研究

熔融物堆内滞留-压力容器外部冷却（IVR-ERVC）是一种重要的核电厂严重事故缓解措施。当前针对IVR有效性评价的方法主要是基于集总参数模型对下封头熔池换热进行分析。在大功率先进压水堆熔池集总参数法计算中,堆芯重量变大、压力容器尺寸增加会导致熔池自然对流换热中的瑞利数Ra ′增大。通过使用集总参数分析程序,对比研究熔池氧化层各换热模型的适用范围,计算大功率先进压水堆高瑞利数条件下稳态熔池的自然对流换热,模拟两层稳态熔池模型中压力容器外壁面的热流密度分布,对其进行选定严重事故序列下的IVR-ERVC有效性评价,并对堆内构件设计提出建议。     

非岩性地基条件下核岛厂房-桩-土非线性动力相互作用特性研究

采用核电厂核岛厂房-地基相互作用高性能大规模计算方法,建立了同时考虑钢制安全壳、附属厂房、桩基础以及覆盖层地基的第三代核电厂整体精细化模型,结合了考虑覆盖层非线性效应的粘弹性边界的地震波动输入方法,开展了地基模型尺寸、桩基单元类型、桩-土接触效应等对核岛厂房地震动力响应影响的研究,建议了地基尺寸的合适范围。结果表明:桩基处理方案与覆盖层地基结果相比,厂房水平方向楼层反应谱峰值频率向高频方向发生较大偏移;采用实体单元模拟的桩基能更准确地反应楼层反应谱(FRS)的规律;桩-土接触面对厂房楼层谱影响不大,却对桩基自身的应力分布有着显著改变。     

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。     

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。      

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.     

基于DSEM的核电厂结构-土-结构相互作用模型

核电厂结构的抗震能力是保障安全的重要内容,而考虑结构-土-结构相互作用(SSSI)的影响效应是必要的且意义重大。本文以阻尼溶剂抽取法(DSEM)为理论基础,考虑相邻工程结构与无限土体的动力特性,利用位移协调与力平衡机制,建立了相邻结构-土体相互作用计算模型,给出了具体数值实现公式,并通过UPFs二次开发功能在通用有限元程序ANSYS中实现该模型的嵌入。进而,以国内某核电工程为例,建立一系列SSSI系统的三维模型,并就不同的地基条件、埋置效应对核电厂反应堆SSSI规律的影响进行探讨,结果可为类似核电厂址地基的抗震适应性分析及优化设计提供借鉴与参考。     

核电厂放射性废物重整流态化数值模拟研究

核电厂排放的放射性废物高温重整过程中会以流化态的形式存在,为获取这个过程中的详细参数,设计出更优秀的运行条件,提出了一种新的核电厂放射性废物重整流态化数值模拟方法。该设计数值计算模型建立了气-固流体力学控制方程以及湍流模型;建立了核电厂放射性有机化学废物几何模型、对象几何模型,并划分网格结构,设置边界初始条件。通过数值计算研究不同高径比对颗粒的径向速度、径向固含率、径向气含率的影响。计算结果表明,高径比为1.0时,流化床中气-固颗粒的流化效果最好。     

基于PSASP自定义模型的核电机组动态响应仿真

根据压水堆核电厂物理过程的热工水力学分析和能量转化与传递规律,在电力系统分析综合程序(PSASP)中建立了适用于核电厂内部动态和电力系统暂态稳定计算的压水堆核电厂的集总参数模型.仿真分析了核电机组的功率调节特性,包括自稳定性、自调节性和功率调节系统作用下的功率阶跃和线性升降特性等.结果表明,由于负温度效应,压水堆具有自稳定性和自调节性,可承受一定的外部干扰和至少10%P<,n>的功率阶跃;在功率调节系统作用下,核电机组的功率调节速率可达到5%P<,n>/min,能满足电网调峰的要求.     

核设施抗震设计中的设计地震反应谱

对于除核电厂以外的其他核设施,国际原子能机构的技术文件中推荐使用一组适用于不同场地情况的标准设计反应谱。通过研究分析其特点,并将GB50011-2010规范中推荐的设计反应谱与其他核设施反应谱相对比,为核设施设计中适当选择设计反应谱提供参考。     

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。     

核电厂汽轮机详细数值建模研究及其瞬态分析

以岭澳一期核电厂汽轮机部件为原型,利用系统程序RELAP5对其进行详细数值建模研究。通过在100%功率稳态工况下的计算证明,详细的汽轮机数值建模弥补了简化建模中焓值计算误差较大的缺陷。将详细的汽轮机数值建模整合到全范围核电厂热力系统模型中进行瞬态分析,并与岭澳一期核电厂原始实验报告中汽轮机负荷从97%功率水平阶跃变化至87%功率水平瞬态运行工况的数据曲线进行对比。结果表明,稳态模型的焓计算值与电厂实际值误差在2%以内,瞬态模型的分析参数趋势符合电厂实际情况。     

中性层结下核电厂烟羽弥散数值模型有效性分析

采用CFD方法建立核电厂烟羽大气弥散模型,计算中性大气层结条件下烟羽分布。该模型采用垂直风速廓线表征的速度和温度梯度方式分类大气稳定度,将烟羽弥散模拟计算结果与经典解析理论计算结果进行对比,分析烟羽弥散CFD计算结果的抬升规律、烟羽空间浓度分布和扩散参数,对模型进行有效性分析。所得结果与经典解析结论基本一致。研究表明,该烟羽大气弥散模型可用于核电厂烟羽大气弥散过程的研究。     

质量-弹簧模型在储液容器抗震分析中的应用

核电厂有很多储液容器,对这些储液容器进行抗震分析时,液体的晃动可明显改变容器的质心和转动惯量等一些力学参数,因此,液体晃动对设备造成的载荷是不可忽略的。质量-弹簧模型是Housner理论和ASCE-4-98规范中对储液容器在地震作用下承受的液动压力给出的简化计算模型。本工作依据Housner理论和ASCE-4-98规范,对储液容器和容器内液体建立了三维质量 弹簧有限元模型,并据此计算了核电厂的储液容器在承受水平地震载荷时液体的作用力。将计算得到的液体频率结果及对流液体对容器的作用结果与应用公式计算的结果进行比较表明,三维有限元模型的计算结果是合理、可靠的。与ASCE-4-98规范相比,将质量 弹簧模型应用到三维有限元模型中,可直接从地震输入的模型中得到板壳元或三维实体有限元上位移和应力分布结果,这样更为直观方便。     

5MW核供热堆的控制模型

从分析５ＭＷ核供热堆的物理过程入手，以集总参数的形式，建立了适用于研究该堆控制方式的简化模型，导出了各环节的传递函数，并以实验和分析相结合的方法为各参数赋值。实验曲线表明该模型的动态特性与实际系统相近。     

储液容器地震易损性参数计算

本文介绍了核电厂设备的易损性分析方法以及易损性模型的参数化计算方法。对核电厂中的典型储液容器应急补水箱（ASG水箱）使用Housner质量-弹簧简化模型进行了分析。对ASG水箱的各项易损性参数进行了计算,绘制出其易损性曲线,并得出高置信度低失效概率（HCLPF）值。结果表明：ASG水箱的HCLPF值低于安全停堆地震（SSE）水平,属于抗震能力较低的设备,需在结构上进行加强。