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。     

核电厂消氢风机抗震性能的振动台试验研究

对压水堆核电厂安全壳消氢风机的抗震性能进行了模拟地震振动台试验研究.使用连续白噪声方法,测得消氢风机在3个正交轴上的固有自振频率及阻尼比.根据核电厂的楼面地震加速度反应谱,生成人工地震波,对消氢风机的3个正交轴向同时输入模拟地震加速度时程进行激振,分别进行了5次运行基准地震(OBE)和1次安全停堆地震(SSE)模拟地震...     

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。     

核电厂地震PSA中的风险定量化研究

论述了核电厂地震概率安全评价（PSA）定量化方法和工具的现状,指出了定量化工具面临的挑战和存在的问题。根据定量化的概率论本质,提出了计算方法。以我国某核电厂厂址多方案概率地震危险性分析（PSHA）结果和核电厂地震响应分析给出的最小割集为例,展示了计算方法的应用过程,分析了地震动参数和置信度参数对定量化计算结果的影响。结果表明,针对置信度参数进行拉丁超立方采样,采样次数较小时即可给出地震导致的核电厂堆芯损坏频率（SCDF）的稳定估计值;通常情况下,设备失效对SCDF的贡献最大,厂房失效的影响相对较小;地震动年发生率对SCDF的贡献需要根据工程场地的位置进行具体分析。      

核电厂电仪设备延寿再鉴定试验研究

在核电厂电气仪表设备（简称电仪设备）环境鉴定研究成果的基础上,开展核电厂电仪设备延寿再鉴定分析和试验研究。以秦山第一核电厂DDG-1型电气贯穿件（EPA）为研究对象,根据运行实际制定了再鉴定试验研究的遵循原则,在此原则下结合分析法确定了试验方案和试验项目序列以及EPA修复依据和方案,并在此基础上开展再鉴定试验研究。适当修复后的DDG-1型EPA按试验大纲依次通过了设备性能随时间变化的试验、抗震试验、设计基准事故（DBA）条件下热力学试验和DBA后极限电性能试验,试验后状态完好,表明该DDG-1型EPA经适当修复后能够完成继续延寿20 a的预期目标,可为核电厂其他电仪设备再鉴定试验研究提供指导和借鉴。      

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。     

维修规则在国内核电厂的应用研究

为了满足国内核电厂对维修有效性评价体系的迫切需求,通过对美国维修规则（MR）的核心内容和具体实施过程进行研究和分析,结合我国核电厂的实际情况,分析MR在我国核电厂应用中面临的问题,建议在参考美国经验推广应用MR过程中,充分考虑国内核电厂的特点,不断改进创新,开发出一条适合国内核电厂特点的维修有效性评价体系。      

核电厂设备抗震设计标准功率谱密度的生成方法

对于核电厂设备抗震设计的输入地震波,通常要求其同时包络目标反应谱（RRS）和标准功率谱密度（PSD）,然而目前国内外对标准PSD缺少统一的算法。在美国核管会标准审查大纲（SRP）3.7.1建议的标准PSD生成方法基础上,优化了迭代过程,提出了一个改进的标准PSD合成方法,并在2个核电设备RRS算例上实现了该方法。结果显示改进的标准PSD生成方法与RRS匹配程度较高,同时计算快速、简便,收敛精度与基于随机振动理论方法计算的结果相似,此法可以作为核电厂设备抗震设计输入人工地震波的标准PSD检验依据。      

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。     

考虑知识不确定性的核电厂地震易损性概率模型研究

考虑知识不确定性的地震易损性模型公式是核电厂地震易损性分析的理论基础,包括具有置信度的易损性公式和平均值易损性公式。本文分别对两类公式进行了推导,分析了公式中参数的相互关系,研究了基于两类易损性公式分别得到的高置信度低失效概率值的关系。分析结果表明:基于易损性的不确定性角度的公式推导丰富了具有置信度易损性公式的内涵;对于具有置信度的易损性模型公式,失效概率与置信度服从某种分布,且两类不确定性对失效概率具有不同影响;两类不确定性的对数标准差取值相近时,两类高置信度低失效概率能力值近似相等。     

利用核电厂模拟器进行操纵员可靠性研究

为提高核电厂运动可靠性,需要对核电厂操纵员进行可靠性研究。本文结合我国核电厂操纵员可靠性研究的状况,并参考国际上流行的核电厂操纵员可靠性研究方法,利用两参数威布尔分布的理论在核电厂模拟器上对我国核电厂操纵员进行认知可靠性研究,将该方法得到的结果与其他理论模型的结果进行了比较和讨论,得到了一致的认知。本文的研究方法可为真实核电厂运行提供参考。     

秦山核电厂蒸汽发生器水位控制试验

简要介绍了蒸汽发生器水位控制系统的运行方式和试验方法。试验项目包括旁通阀控制试验、主给水阀控制试验和旁通阀与主给水阀的切换试验。文中给出了试验结果,即在液位扰动和核动率扰动时,蒸汽发生器液位的变化过程。经过两个月的运行和瞬态试验,证明蒸汽发生器水位控制系统满足设计要求。     

秦山核电厂冷却剂温度系数测定

本文叙述秦山核电厂反应堆首次物理启动热态零功率状态下冷却剂温度系数测量试验。主要介绍了试验方法、条件、步骤及结果。结果表明,所采用的试验方法、测量结果是可信的。为验证理论计算和反应堆运行提供了有价值的参考数据。     

核电厂DCS闭环测试平台的开发及应用

开发了可用于核电厂数字化控制系统( DCS)闭环测试的测试平台,该平台具有较高的灵活性和可扩展性.建立了岭澳核电站二期系统模型,通过汽轮机10％FP(满功率)阶跃降负荷瞬态下的稳压器压力和液位控制系统测试,演示应用该平台进行DCS闭环测试和发现并查找问题的方法.该测试平台在岭澳核电站二期DCS闭环测试中得到了成功应用.