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铅芯橡胶支座隔震储罐地震响应特性分析 总被引:3,自引:0,他引:3
利用双线性恢复力模型模拟铅芯橡胶支座力学特性,探讨了不同类型场地上,隔震储罐在铅芯橡胶支座(LRB)与叠层橡胶支座(RB)两种隔震方式下的地震响应特点.研究表明:铅芯屈服力、场地类型和地震强度是影响LRB减震性能的主要因素.与RB隔震方式相比,LRB具有降低基底剪力、支座位移、晃动波高等优点,但减震效果并不总是好于RB方式,与场地类型和铅芯屈服力的选取有关.特别是Ⅳ类场地上RB支座更适合储罐隔震设计.支座最优屈服力参数选取需要根据储罐自振特点、场地类型和地震强度共同确定.LRB支座更适合在高烈度地区应用,减震效率高而且稳定. 相似文献
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介绍了铅芯橡胶隔震支座的组成和力学计算模型,并结合某实际工程,采用控制变量法对铅芯橡胶隔震支座的具体力学参数进行分析对比。分别对水平弹性刚度、水平屈服力、屈服后前刚度比和滞回参数进行比较,从隔震支座的相对位移、水平支座反力、连体部分位移和加速度等指标角度讨论最适合的参数选择,并得到最优的参数组合,同时根据优选的支座参数进行隔震效果分析,为隔震支座的工程设计应用提供了参考。 相似文献
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天津永定新河特大桥北引桥位于天津塘沽区,地震基本烈度为8度、设计基本地震加速度值为0.20g。为了解决其抗震问题,采用了铅芯隔震橡胶支座隔震技术。本研究通过采用有限元软件ANSYS对北引桥进行有限元动力分析,对桥梁在隔震、非隔震两种状态下的地震反应进行了时程分析,对支座的参数进行了优化,通过对分析结果的对比,从理论上验证了铅芯隔震橡胶支座的隔震效果。结果表明,铅芯隔震橡胶支座可以有效地降低天津永定新河特大桥北引桥的地震力,提高桥梁的安全性。 相似文献
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首先讨论了近断层地震动的脉冲运动特征和特性参数,并以台湾集集地震实际脉冲型近震记录作为地震动输入,以上部结构最大层间位移和构件体积最小化为目标,应用含潜在约束策略的序列二次规划算法,对安装铅芯橡胶隔震支座的钢筋混凝土框架隔震结构进行一体化优化设计,同步确定隔震器参数和上部结构构件截面几何尺寸。然后输入ElCentro(1940)、Hachinohe(1968)非脉冲型近断层地震动记录进行隔震结构一体化优化设计。计算结果表明,本文隔震结构优化设计得到的结果是合理的,与其他作者通过参数分析确定的隔震器最优参数具有可比性;对考虑脉冲型近断层地震动作用的隔震结构进行参数优化设计后,该隔震结构能同时满足脉冲型和普通非脉冲型近震作用的结构设计需求。反之,对非脉冲型近断层地震动作用的隔震结构进行参数优化设计后,该隔震结构不能满足脉冲型近震作用的设计需求。 相似文献
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某框架结构商场设计采用基础隔震,拟选用普通橡胶支座或铅芯橡胶支座,运用SAP2000有限元分析软件对两种隔震方案输入EI-Centro波进行非线性时程分析。结果表明,采用普通层叠橡胶支座的方案结构在前3个振型中增加的自振周期高于铅芯橡胶支座方案,且由地震引起各楼层的加速度略小于铅芯橡胶支座方案;采用铅芯橡胶支座方案各楼层的层间最大位移略小于普通层叠橡胶支座方案。综合考虑隔震效果、造价和施工等因素,该工程选用普通层叠橡胶支座方案更为合适。 相似文献
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介绍了桥梁隔震的概念。以3座不同柱高的城市高架桥工程为实例,分别采用板式橡胶支座和铅芯橡胶支座隔震装置。研究采用隔震装置的高架桥地震反应计算表明:随着立柱的高度增加,结构的柔性增大,桥梁的抗震性能也越好;采用铅芯橡胶支座后,桥梁地震响应明显降低,桥梁抗震性能显著增强。以上海软土地基为基准刚度,研究了基础弹性刚度对采用铅芯橡胶支座桥梁地震响应的影响。结果表明:当基础弹性刚度小于基准值的5倍时,应考虑基础的弹性影响;当刚度大于基准值的5倍时,其影响甚微。 相似文献
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场地地质条件、地震波测试及动态参数分析是核电工程场地可行性研究的重要内容。通过对区域地质特征、场地地质条件、野外钻探取样及室内试验结果分析,对江苏田湾核电站工程场地主要建筑物分布地段进行了8个钻孔的现场及室内单孔波速测试,利用测得的岩体剪切波和压缩波测试数据和测得的岩石重度,计算场地岩体的动态参数,建立波速与岩体完整性、风化等级之间的关系,并对岩体的完整性与风化等级进行了评价。结果表明,绿泥石片岩是场地的软弱夹层,虽然其规模有限,对场地不构成威胁,但要进行加固处理。所得结果可为核电工程抗震设计提供必需的参数和科学依据。 相似文献
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考虑不同土.结构相互作用(SSI),对核电站安全壳结构进行动力响应分析的程序很多,它们采用的分析方法各不相同,如地下结构基础分析法程序CLASSI、等效线性有限元程序FLUSH、非线性有限元分析程序DYNA3D。使用这3种程序简单分析了安全壳结构的动力响应,给出了动力响应分析结果。讨论了以上3种程序在进行SS1分析时的可靠性,比较了它们在峰值加速度和响应谱作用下的响应。 相似文献
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压水堆核电厂安全壳结构温度效应分析 总被引:2,自引:0,他引:2
系统介绍了压水堆核电厂安全壳结构温度效应的分析原理、设计假定、模型简化以及分析过程。采用大型有限元软件ANSYS11.0开展温度效应分析。分别进行正常运行、严重事故工况下的稳态和瞬态分析,模拟安全壳的温度场变化,确定最不利温度效应。通过研究,为安全壳结构设计提供参考。 相似文献
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根据CAN/CSA-N287.7-96《加拿大重水铀反应堆核电厂混凝土安全壳结构的在役检查和试验要求》的推荐制作两根标准试验梁,一根为有粘结预应力系统,一根为无粘结预应力系统,进行长期预应力损失监测、承载力试验和一系列的材料性能试验,对比两种试验梁的预应力损失规律,估算预应力损失,验证混凝土的收缩、徐变、预应力钢束的松弛等因素在实际的预应力损失中的比重。试验结果表明:由后张法建立的预应力系统,有粘与无粘的预应力损失规律相似,孔道灌浆对预应力的影响不大,主要起到对钢绞线的保护作用,锚固作用不明显;无论有粘无粘,预应力都由端部锚垫板对梁的轴向压力形成,预应力的传力方式非常相似;通过对本次试验的大量监测数据进行分析,用监测无粘结钢束的预应力损失间接反映有粘结钢束的预应力损失的方法是可行的。 相似文献
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核电站混凝土结构弹塑性地震楼面响应谱分析 总被引:1,自引:0,他引:1
核电站安全相关混凝土结构的抗震分析和设计主要基于线弹性假定,不考虑材料的非线性特征和钢筋同混凝土之间的黏结滑移效应。实际上,核电站运行若干年以后,随着结构的老化,弹塑性特征会逐步显现。以一榀单跨两层足尺实验框架为研究对象,采用纤维梁单元,分别采用线弹性模型和弹塑性模型计算楼面响应谱并同实测值进行对比。分析表明:对在役核电站地震响应评估,应该充分考虑混凝土结构的弹塑性特征,合理地评估结构地震响应和楼面响应谱特性,从而为核电站设备、系统和部件的地震安全评价提供可靠依据。我国早期投运的核电站运行已经超过20年,分析方法和结论对在役核电站地震安全评估有较好的参考价值。 相似文献
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安全壳是确保核电站安全的关键设施,预应力筋施工过程是建立结构受力体系的重要环节,研究其建立过程对安全壳具有重要意义。以某核电站安全壳为背景,选用大型通用有限元软件ANSYS,采用分块方法,快速建立高质量的安全壳有限元模型,不建立沿着预应力筋方向的约束方程,真实模拟施工阶段预应力筋无黏结受力状态,并提出模拟因混凝土弹性变形引起的预应力损失的多次降温法,分析安全壳在预应力筋施工过程中混凝土的应力状态、壳体的变形以及预应力筋的应力,确认在安全壳中建立的预应力与设计相符,为安全壳施工优化等提供参考。 相似文献