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。      

拟合目标反应谱的高精度人工加速度时程生成算法及应用

加速度时程是核电厂结构和部件开展抗震分析和试验的重要输入。本文基于改进的窄带时程构造形式,综合应用频域法和时域法,提出一种拟合目标反应谱的高精度人工加速度时程生成算法,通过RG1.60标准反应谱和两个复杂度不同的楼层反应谱拟合测试以验证算法的有效性和稳健性。结果表明：对目标反应谱的拟合相对偏差最大不超过10%;迭代次数少,拟合收敛性好。本文提出的算法可生成高精度的符合法规要求的人工加速度时程,对于核电工程抗震设计具有重要的应用价值。     

匹配设计反应谱的目标功率谱密度的确定方法

美国核管会标准审查大纲（SRP）3.7.1节要求，核电厂结构、系统和部件（SSCs）抗震设计时程需同时满足包络设计反应谱和匹配设计反应谱的目标功率谱密度（PSD）的要求。本文结合2014版SRP 3.7.1，对匹配设计反应谱的目标PSD的确定方法进行介绍，并根据其算法编写相应的计算程序，通过算例分析对程序结果进行验证。结果表明:计算所得RG1.60谱、美国中东部和西部基岩厂址谱的目标PSD与SRP 3.7.1结果具有较好的一致性，且基于本文所得目标PSD和三角级数叠加法所构造的加速度时程反应谱与设计反应谱匹配良好。本文所给出的目标PSD的确定方法可为核电厂抗震设计时程的PSD检验提供重要依据，且采用本文方法生成目标PSD，设计时程的PSD检验仅需包络该目标PSD的70%。      

核电厂厂址设计地震动参数影响关键因素分析

基于中国核电厂选址的46个工程场地地震安全性评价资料,分析不同地震危险性分析方法计算结果对厂址设计地震动参数确定的控制作用,并对地震危险性分析概率方法计算结果及确定性方法中的构造地震影响、弥散地震影响计算结果进行统计分析。研究表明:在地震活动性较弱地区,厂址设计地震动参数主要由确定性方法计算结果控制,峰值加速度和高频加速度反应谱值由弥散地震计算结果控制,在这类地区基于厂址设计地震动的核电工程建设将具有更高的抗震安全裕度;在地震活动性相对较强地区,厂址设计地震动参数更可能由概率方法计算结果控制,部分厂址的概率方法计算结果(特别是低频加速度反应谱值)远大于确定性方法计算结果;中国核电厂厂址设计地震动参数确定总体上具有较高保守性。     

基于TMSR-LF1的Ⅱ类研究堆抗震设计方法研究

抗震设计是核设施为满足安全与经济综合要求进行设计时的重要内容,目前研究堆的抗震设计缺乏相应的规范与研究,尚未发现较为完善的方法体系。本文推荐了一个匹配结构与设备的Ⅱ类研究堆抗震设计方法,以50 a超越概率2%地震动作为安全停堆地震（SSE）,并以2 MW液态燃料钍基熔盐实验堆（TMSR-LF1）为例,对比分析了采用该方法与采用其他相关规范方法得到的设计反应谱（DRS）,并将其应用于结构和设备的抗震设计计算中。结果表明：推荐方法在满足结构与设备的抗震设计匹配性的前提下,相比核电规范具有较好的经济性,相比民用规范具有较好的保守性,更加合理。     

利用HHT产生与多阻尼楼板谱匹配的地震波

美国原子能管理委员会（USNRC）规范规定了用于核电厂抗震分析和设计的地震波要求。在抗震分析和设计中，采用的地震波可与多阻尼目标反应谱匹配，也可与单阻尼目标反应谱匹配。然而，在对核电设备和部件进行动力时程分析时，则需要与多阻尼目标楼板谱匹配的地震波。基于此问题，提出利用希尔伯特-黄变换（HHT）方法，通过修改种子地震波的频率和振幅信息，使之与多阻尼目标楼板谱匹配，且完全符合USNRC规范的匹配标准，从而为核电设备和部件的地震安全评估提供合适的地震激励。      

我国核电厂抗震设计反应谱和RG 1.60设计反应谱的比较分析

设计反应谱对评价核电厂在地震作用下的安全性极为重要。本文从统计核电厂抗震设计标准反应谱时选取的强震数据及统计方法两个方面,分析比较了美国RG 1.60设计反应谱和我国核电厂抗震设计规范反应谱的异同。通过对比分析,深入理解核电厂抗震设计反应谱的提出需考虑的关键因素,为核电厂抗震设计和审评工作提供参考。     

核电厂电气厂房地震响应敏感性分析

利用人工地震波生成算法,探讨考虑土壤-结构相互作用的核电厂电气厂房地震响应动力分析模型和计算方法。通过比较楼层反应谱,研究岩土材料参数和载荷的不确定性对结构响应的影响。结果表明:岩土材料参数对核电厂电气厂房地震响应的影响更大,单一岩土材料参数下计算得到的拓宽后的楼层反应谱不能完全包络参数变化带来的地震响应差别。即使最终的反应谱大于或等于各种不同岩土参数下的楼层反应谱,仍有必要对不同岩土参数下的楼层反应谱做包络。     

压水堆核电厂地震概率安全评价开发方法研究

福岛核事故引发了全球范围内对核电厂地震风险的重新审视。我国是地震多发国家,同时在可以预期的未来多年内是世界上最大的核电建造国,因此应重视核电厂的地震风险。现有核电厂的抗震设计主要是基于确定论设计,难以全面评估核电厂地震风险的大小。核电厂地震概率安全评价是利用概率论方法评估核电厂地震风险的有效方法,对核电厂抗震薄弱环节识别和抗震安全改进具有重要意义。文章全面介绍了压水堆核电厂地震概率安全评价方法的开发流程和技术要素,指出了应在核电厂地震概率安全评价中考虑的重要因素和处理方法,为国内核电厂地震概率安全评价工作提供参考。文章建议尽快完善我国核电厂地震概率安全标准体系建设,指导国内核电厂广泛开展地震概率安全评价工作。     

Development of the site-specific uniform hazard spectra for Korean nuclear power plant sites

A seismic risk analysis has been performed to evaluate the seismic safety of a nuclear power plant for strong earthquakes beyond a design earthquake level. A site-specific median spectrum has generally been used for a seismic fragility analysis of structures and equipment in Korean nuclear power plants as a part of a probabilistic seismic risk assessment. The site-specific response spectrum, however, does not represent the same probability of an exceedance over entire frequency range of interest. The site-specific uniform hazard spectrum (UHS) is more appropriate for use in a seismic probabilistic risk assessment (SPRA) than the site-specific spectrum, since there are only a few strong motion data and seismological information for the nuclear plant sites in Korea. In this study, the uniform hazard spectra were developed using the available seismic hazard data for four Korean NPP sites.     

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。      

Improvement of the seismic safety of existing nuclear power plants by an increase of the component seismic capacity: A case study

This case study produces the scenario earthquakes for an example nuclear power plant (NPP) site and suggests the effective seismic capacity of safety-related equipment and components which significantly contribute to a core damage to improve the seismic safety of an existing NPP by using a probabilistic safety assessment. The response spectra for the scenario earthquakes show greater spectral accelerations than those for the design response spectrum in the frequency range higher than about 12 Hz. In order to improve the seismic safety of an example NPP, the effects of the seismic capacity of safety-related equipment and components on the core damage frequency (CDF) are investigated, and their effective seismic capacities are determined. The results of the case study show that an increase of the seismic capacity of the equipment reduces the CDF considerably. The effective seismic capacities for the diesel generator, offsite power, condensate storage tank and battery rack are determined as 0.84, 0.35, 0.63 and 0.63 g, respectively.     

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。     

Analysis of nonclassically damped structures subjected to six correlated earthquake components

The paper describes a method for the calculation of structural response of nonclassically damped structures subjected to six correlated earthquake components. The rotational components of the inputs are related to the translational components. A methodology to obtain the maximum response of a nonclassically damped structure, which can possibly occur in an orientation of the structure with respect to the impinging seismic waves, is developed. The approach is suitable for its adoptation with seismic inputs defined in terms of response spectra or spectral density functions. The numerical results demonstrating the application of the approach are presented. It is observed that the effect of the rotational components on the calculated response can be significant.     

考虑SSI效应的核电站泵房结构楼层反应谱分析

采用Super SAP和CLASSI程序对某在建核电站泵房结构进行了极限安全地震震动和运行安全地震震动情况下的土壤-结构相互作用(SSI)的地震分析,揭示了结构在时域内的特性;通过傅立叶变换(FFT)分析了结构在频域内的特性,求得建筑结构中各楼层反应谱,结合核电厂设计规范分别给出了在较硬地基岩土条件下,结构考虑和不考虑SSI时各楼层反应谱,并对其进行了比较分析.结果表明,SSI效应对结构楼层反应谱的谱形、谱值以及零周期平台高度有一定的影响.     

Seismic response analysis of soil-structure interactive system using a coupled three-dimensional FE-IE method

This paper proposes a slightly new three-dimensional radial-shaped dynamic infinite elements fully coupled to finite elements for an analysis of soil-structure interaction system in a horizontally layered medium. We then deal with a seismic analysis technique for a three-dimensional soil-structure interactive system, based on the coupled finite-infinite method in frequency domain. The dynamic infinite elements are simulated for the unbounded domain with wave functions propagating multi-generated wave components. The accuracy of the dynamic infinite element and effectiveness of the seismic analysis technique may be demonstrated through a typical compliance analysis of square surface footing, an L-shaped mat concrete footing on layered soil medium and two kinds of practical seismic analysis tests. The practical analyses are (1) a site response analysis of the well-known Hualien site excited by all travelling wave components (primary, shear, Rayleigh waves) and (2) a generation of a floor response spectrum of a nuclear power plant. The obtained dynamic results show good agreement compared with the measured response data and numerical values of other soil-structure interaction analysis package.     

液-固耦合对矩形水池池壁反应谱的影响

为了给水池中安放的与核安全有关的仪器设备提供抗震设计依据,针对与核安全有关的矩形水池,以无粘、无旋和不可压缩理想液体为研究对象,建立液-固耦合模型,研究池壁上反应谱的变化规律。研究表明考虑液-固耦合后,池壁反应谱在法向方向上有了比较显著的放大,离池壁相交处越远,这种放大作用越明显,有必要按水池壁的切向方向和法向方向给出反应谱;水池池壁相交部位反应谱放大不明显,应尽量将仪表设备安放于水池角点部位。      

先进压水堆一回路地震反应谱分析及参数敏感性研究

压水堆一回路系统包含压力容器、蒸汽发生器、主泵、稳压器、主管道和波动管等重要部件,各部件在地震激励下的动态响应与整个系统的结构形式密切相关。本文从系统的角度,以非能动先进压水堆一回路为研究对象,运用ANSYS建立了其三维有限元模型,在模态分析的基础上,进行了三正交方向输入下的反应谱分析,得到了系统在地震载荷下的响应。并对反应谱输入角度和支撑刚度进行了敏感性研究,给出了这些特性参数对结构设计和分析的指导性意见。此外,通过直接积分法得到系统的地震时程响应,并与谱分析的模拟结果进行了对比,同时也为主泵等单个部件的详细地震分析提供位移、加速度输入。最后通过三维实体模型与集中质量模型抗震计算结果的比较,说明建立三维实体模型的必要性。本文为核电站一回路重要设备的结构分析提供了技术支持。