地震动长周期反应谱数值计算方法研究

阐述了国内外反应谱的通用模型及计算方法,并指出其共性问题,简单介绍了等效线性化位移反应谱数值模型,探讨了抗震设计谱的发展趋势以及所涉及的新课题,从而促进抗震设计谱的研究。     

美国NEHRP推荐抗震设计条文地震动参数的研究

为了满足国际工程中使用美国规范的需要以及借鉴美国抗震设计规范的先进经验,通过对NEHRP系列抗震设计条文的中地震动参数的研究,给出水平设计地震作用取值的确定依据、MCE及地面运动地图确定的方法及其发展演变的过程。通过对NEHRP2009及NEHRP2003下美国西部、中部及东部城市地震动参数的比较,指出全美不同地域地震动参数取值的差异分布及原因,并为今后国际工程的设计提供参考。     

时程分析设计地震动确定方法探讨

结合《建筑抗震设计规范》,介绍了几个易混淆的地震动特性概念,阐述了强震记录调整的方法,并对地震动输入水平进行了对比与研究,最后提出了选择设计地震动的建议。     

基于小波函数的地震动反应谱拟合方法

提出一种改进的基于小波函数的地震动反应谱拟合方法,该方法通过调整给定地震动加速度时程,使其反应谱以一定精度拟合目标谱。首先,构造一种用于校正的增量加速度小波函数,该函数具有两个特点:①在反应谱的某个固定控制周期点处,对该函数进行时移和线性调幅处理后,将其叠加在初始地震动时程上,所得地震动时程在该控制周期点处的反应谱值与目标值精确相等;②由该函数积分得到的增量速度和增量位移曲线不出现基线漂移,从而保证将其叠加在初始地震动上不会产生附加的基线漂移。其次,基于该小波函数,提出迭代调整方法,以消除反应谱不同控制周期点之间的耦合效应,实现对整个目标谱的拟合。数值算例表明,该方法合成的地震动时程不仅能够以较高的精度拟合目标谱,而且能够保留初始天然地震动的基本特征,从而能够确保结构地震反应分析结果的合理性与可靠性。此外,该方法具有较快的收敛速度,能够通过有限几步迭代调整实现较高的拟合精度。     

核电厂应急指挥中心抗震性能分析

为满足核电厂应急指挥中心的抗震要求,按民用项目中震弹性进行结构设计,针对一个具体的应急指挥中心结构,采用ANSYS软件建立三维模型,进行反应谱分析,并与专用软件PKPM的计算结果进行对比分析,计算表明,两种软件的计算结果接近。     

核电厂常规岛厂房结构基于性能抗震设计的方法

基于性能的抗震设计是结构抗震设计方法的一种发展趋势,是抗震设计理念上的一次变革。针对核电厂常规岛厂房这种特殊的工业建筑结构,基于性能抗震设计理念,提出了常规岛厂房的抗震性能目标、性能水准以及实施抗震性能设计的方法,并举工程实例说明如何应用这一理念,实践地证明了核电常规岛厂房采用基于性能抗震设计方法的可行性,可供同类工程设计时参考和采用。     

超高层建筑场地地震动参数的确定

基于抗震设计的重要性,以厦门某超高层建筑场地为例,在场地地震危险性概率分析的基础上,对场地土层进行了一维地震反应分析计算,确定了该工程场地地震动参数,为抗震设计提供了依据.     

新旧抗震设计反应谱在地震作用计算上的比较

本文分析了《建筑抗震设计规范》GBJ11－89（以下简称“89规范”）与新修订的建筑抗震设计规范在设计反应谱方面的主要差别，文中将北京地区常出现的两类场地，按上述两规范确定的设计反应谱和场地类别判定方法分别进行评价。通过比较分析，建议北京地区按“89规范”为Ⅱ类而按新修订的规范为Ⅲ类的场地上的建筑物，应按新的抗震设计理新进行地震作用计算和抗震验算。     

工程抗震标准设计反应谱的统计误差

地震作用下的工程结构动力反应分析,一般有两种计算方法:一是根据设计地震动时间过程,直接计算结构物的动力反应,它主要用于大坝、核电站、高层建筑等重要结构物的抗震设计;二是将结构物的地震反应用若干振型反应的叠加来近似,它主要用于大量中、小型工业与民用建筑的抗震设计。设计地震反应谱不仅是后一种方法的基础,而且在为前一种方法提供设计地震动时间过程时也极为重要,例如人工合成地震波或选     

确定楼面反应谱的简化方法

楼面反应谱一般是指楼层质点加速度反应谱,它是对设置在楼面上的设备和管道进行抗震分析的地震输入。为了解决计算楼面反应谱的实用问题,本文提出一种由地面反应谱直接估计楼面反应谱的方法。该方法以建筑结构抗震验算的基底剪力法及相应的放大曲线为基础,具有简单实用的特点。文中最后给出与时程分析途径估计楼面反应谱方法比较的算例,结果表明,对于基底剪力法适用范围内的结构,由简化方法确定的楼面反应谱是可以满足工程要求的。     

美国NRC关于核电站设计地震动时程的相关规定

美国核管理委员会（NRC）颁布的标准审查大纲（SRP）第3.7.1节对核电站设计地震动时程进行了详细的规定,是目前核工程领域确定结构抗震分析所需输入地震动所遵循的基本准则。针对美国NRC-SRP3.7.1中关于核电站设计地震动时程的验收准则,分别从“种子”地震动时程的选取、设计地震动时程的相关性、持时参数、速度和位移特性以及结构非线性分析对设计地震动时程的特殊要求这五个方面,将不同版本SRP3.7.1（1989、2007和2014）对核电站设计地震动时程的规定进行了梳理,并对SRP3.7.1中的单组时程法（方法-1和方法-2）以及多组时程法进行了论述、分析和对比。在此基础上,给出了一数值算例,利用基于小波函数的地震动反应谱拟合方法合成了满足所有版本SRP3.7.1中第一种单组时程法要求的设计地震动时程。     

核能电厂隔震系统设计(英文)

通过一系列简化模型的非线性动力分析,来研究隔震核能电厂受相当于设计地震与超越设计地震的地震力作用下的地震反应。该文以三个美国核能电厂厂址为例进行分析,包括位于美国东部的North Anna、Votgle以及美国西部的Diablo Canyon。所研究的隔震器包括铅心与天然橡胶隔震器。研究重点在理清地震力与隔震器力学性值不确定性对结构地震反应的影响。该文仅就North Anna的分析与结果进行介绍。该研究的成果已被纳入美国土木工程师学会新版核能电厂结构物耐震分析规范ASCE-4中。     

基于中国规范的近断层区抗震设计谱研究

采用211条脉冲型地震动计算得到了保证率分别为50%(平均谱)和84%(平均谱+1倍标准差谱)的近断层地震动反应谱,将得到的反应谱与GB 50011—2010《建筑抗震设计规范》中推荐的近断层区设计谱进行了比较。结果表明,我国抗震规范中针对近断层区给出的设计谱幅值调整方法不能保证近断层区的结构具有足够的安全性,表现为调整后的设计谱值在某些周期段上仍小于实际的近断层地震动反应谱值。根据比较结果,提出了基于我国抗震规范设计谱形式的近断层区抗震设计谱修正方法,通过提高设计谱幅值和限制特征周期最小值来实现修正,将我国抗震规范中的设计谱幅值增大1. 5倍、特征周期下限取0. 75 s(多遇地震)和0. 80 s(罕遇地震),所提的近断层区抗震设计谱,保证率可达到84%。所提出的抗震设计谱及变形验算的设计建议简单且易于在工程中使用,研究结果可为近断层区的结构抗震设计提供参考。     

核电厂地震概率风险评估研究综述

日本福岛核事故之后,核电厂抗震安全评估受到广泛关注。地震概率风险评估方法是核电厂抗震安全评估方法之一。该文针对地震概率风险评估方法进展做了全面综述：首先介绍核工程领域地震概率风险评估方法的发展历史;并总结核电厂地震概率风险评估方法的基本原理和研究进展;然后论述三种改进的地震概率风险评估方法：基于SMA的地震概率风险评估方法、基于性能的概率地震风险评估方法和先进的地震概率风险评估方法;最后对全文做了总结和展望。     

梁式桥抗震设计的近场地震弹塑性反应谱

依据国内外规范对近场地震动的定义,收集了215条近场地震动,进而对近场地震弹塑性反应谱（加速度谱、位移谱、残余位移谱、强度折减系数谱）进行参数影响研究,得到地震动特性（地震震级、场地土质、PGA）和恢复力模型动力参数（不同恢复力模型、屈服后刚度比、阻尼比、位移延性系数）等因素对近场地震弹塑性反应谱的影响规律。与中远场地震弹塑性反应谱相比较可知：①Ⅰ~Ⅲ类场地近场地震弹塑性加速度谱的下降段较缓,Ⅳ类场地弹塑性加速度谱的敏感区更宽|②Ⅰ~Ⅲ类场地近场地震弹塑性位移谱的谱值相比Ⅳ类场地的谱值更大。在此基础上,建立了与我国桥梁抗震设计规范场地类型相对应的近场地震弹塑性反应谱,可用于近场地震下的桥梁抗震设计,并可为后续的近场地震能力谱法的研究提供近场地震需求谱。     

Effects of characteristic parameters of isolation system on seismic response of isolated nuclear power plants

Seismic isolation is increasingly being used in both traditional and industrial structures for its ability to reduce structural responses while effectively protecting systems and components, such as machinery. After applying isolation, the standardize design can be achieved during seismic design of nuclear power plant. However, the seismic response of nuclear structure with different isolation characteristic parameters under different ground motions has not been fully studied. In this paper, a new generation passive nuclear power plant model was simulated with finite element method. The acceleration response, deformation, seismic mitigation efficiency, and response discreteness of nuclear structures with different isolation characteristic parameters were analyzed. The effect degree of isolation characteristic parameters on seismic response of nuclear structures was investigated. Performance spaces are introduced as an alternate method for evaluating responses of nuclear structures. The results show that isolation systems largely reduce both the mean value and discreteness of seismic response of nuclear structures.     

核电厂结构考虑材料非线性地震分析问题评述

从有限元分析模型、材料的本构关系开发相关程序等方面，概述了核电厂结构考虑材料非线性地震分析问题的研究现状，并且对重点内容进行了详细阐述，指出了目前的研究问题所在，为考虑材料非线性方面的后续研究提供方向性参考。     

高烈度地区框架-核心筒结构中美抗震设计方法对比

按照中美相关抗震设计规范分别对位于中国8度抗震设防区和美国典型高烈度区域（旧金山地区）的两栋层高与结构相似的钢筋混凝土框架 核心筒高层建筑结构进行了设计。介绍了抗震设计过程中根据中美相关抗震规范确定的地震作用参数与材料强度,比较了两国混凝土结构尤其是剪力墙结构抗震构造措施的异同。建立了两结构的空间弹性分析模型,采用振型分解反应谱法计算了两结构的弹性地震响应,比较了两结构自振周期、基底剪力、层剪力、结构层间变形、构件尺寸、配筋以及连梁受剪承载力等。计算结果表明：按照两国设计规范分别设计的结构,其设计地震作用水平相当;根据美国规范设计的结构连梁受剪承载力与中国规范设计方案相比偏低,约为中国规范设计方案的0.63~0.95倍;中美两国规范设计的剪力墙约束边缘构件的范围与配筋差异较大,中国规范设计方案剪力墙约束边缘构件内纵筋和箍筋集中在端部固定范围内,美国规范设计的箍筋约束范围大,对应端部固定范围的配筋比中国规范配筋量小。     

设有基础隔震-TMD的双层安全壳核电站结构抗震性能研究

为提高核电站的抗震安全水平,基于第III代核电站双层安全壳(内安全壳、外安全壳)的结构特点和非能动安全技术要求,提出了基础隔震(BIS)-调频质量阻尼(TMD)抗震结构。以我国“华龙一号”核电站为研究对象,以满足核电站基本安全功能对结构特殊抗震要求为目标,应用符合非能动技术要求的隔震减震技术,给出了符合双层安全壳结构特点的抗震设计理念。基于基础隔震核电站研究成果,应用上述抗震设计理念,在增加附加质量很小的情况下,实现了BIS与TMD相结合的抗震结构设计。与传统非隔震模型和基础隔震模型比较,研究了该混合抗震结构的减震机理。结果表明:混合抗震结构综合了BIS与TMD的优点,避免了BIS和TMD各自的内在缺陷,进而验证了提出的抗震结构的减震效果,可以满足核电站的特殊抗震要求。