考虑SSI效应的核电站厂房楼层反应谱对比分析

在集总参数表征的场地动阻抗框架内,国内外主要核电厂抗震设计规范均推荐单一常系数弹簧-阻尼器并联体系表征均质场地动力模型。结合土-结构相互作用数值分析的最新发展,本文以CPR1000型反应堆厂房的集中质量简化模型作为研究对象,基于ASCE4-98规范、RCC-G规范、集10参数等适用于均质场地的集总参数地基模型以及适用于非均质复杂场地的粘弹性人工边界场地模型,开展了直接法和阻抗子结构法两种时程分析方法的对比研究,并将得到的楼层加速度反应谱与SASSI程序计算结果进行对比,互相验证了不同地基动力数值模型以及计算方法的有效性,对于评价核电厂地基适应性具有一定的指导与参考意义。     

土壤-结构相互作用下的TMSR-LF1厂房楼层反应谱分析

核反应堆厂房的楼层反应谱对整个反应堆系统的抗震分析与设计具有重要意义.本文旨在得到2 MW液态燃料钍基熔盐实验堆(Thorium Molten Salt Reactor-Liquid Fuel 1,TMSR-LF1)的准确楼层反应谱.采用ANSYS有限元分析软件建立梁、板壳、实体三种单元混合的三维有限元模型,通过直接法...     

基于功率谱密度函数法的核电厂房增加隔震措施后的楼层反应谱分析

以压水堆核电站反应堆厂房结构为分析对象,利用功率谱密度函数法(PSDF)建立了楼层反应谱(FRS),研究了在增加隔震装置情况下,土-结构相互作用(SSI)、主次结构耦合作用和次结构阻尼比等因素对FRS计算的影响,定量分析了厂房结构FRS对这几种因素的敏感性.研究结果表明,隔震后FRS峰值下降明显,并且主要出现在隔震频率附近;同时隔震作用、SSI和主次结构耦合作用交叉影响,厂房设计时必需综合考虑这几种作用.     

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。     

核电楼层谱参数不确定性影响的评价方法研究

考虑场地与结构参数不确定性的动力影响,是各国核电抗震规范的共同要求之一。规范中建议了2种参数不确定性的分析方法:一种是对确定性方法获得的楼层谱计算值直接进行不确定性处理;另一种是采用蒙特卡洛方法建立样本空间,对响应结果集进行概率统计分析。这2种方法均体现的是不确定性参数的综合影响,无法甄别其中某类参数的不同影响与贡献程度。为明确不同类别的不确定性参数的具体贡献,基于统计学原理,提出一套核电楼层谱分析中不确定性参数影响评价的综合指标,主要有相关性系数、回归斜率系数和Tornado摆幅等。这些指标可从不同角度,分析结构参数不确定性对楼层反应谱的影响与贡献程度,得到不同参数的敏感性影响排序。     

CARR堆反应堆厂房土壤-结构相互作用与楼层反应谱分析

土壤-结构动力相互作用(SSI)分析及楼层反应谱(FRS)计算是中国先进研究堆(CARR)工程抗震设计的重要环节.本文采用直接法,通过建立二维土壤-结构共同工作计算模型,并分3个方向进行地震动输入,考虑土壤-结构相互作用对反应堆厂房地震反应进行分析,计算出厂房基础部位和各楼层在不同工况下的地震反应及楼层反应谱.     

大亚湾核电站反应堆厂房楼层反应谱分析评估

大亚湾核电站核岛厂房的抗震分析遵循技术输出国-法国M310型机组的土建技术规范RCC-G,采用简化的阻抗函数法计算地基岩土的作用.根据大亚湾厂址的地基岩土特点,拟采用更为精确的三维连续半空间边界子结构法来考虑地基岩土的作用,并与原设计进行对比.另外,在原设计中采用多组时程作为地震输入,取各组计算结果的平均值作为设计值的基础(称为"平均"法).在研究中基于相同的时程,拟分别采用"平均"法和更为常用的"包络"法,处理多组时程的响应.基于上述两方面,通过反应堆厂房的地震响应计算,得到核电站系统设备重要的设计基础数据-楼层反应谱(FRS),并将计算的楼层反应谱同设计谱进行比较,从而对设计方法及其结果进行评估,为电站的抗震设计裕量评估和安全管理提供可资参考的结论.     

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.     

"华龙一号"核岛厂房抗震分析

"华龙一号"作为我国自主设计的三代核电堆型,具有更高的安全性、更强的抗震性能;核岛厂房的抗震设计对核电厂的安全性具有举足轻重的意义."华龙一号"采用更高的设计基准、SL-2级地震地面运动加速度提高至0.3g,采用标准化设计、包络多种厂址地基参数,创新性的提出了三维模型与集中参数模型相耦合的结构模型化技术.本文着重介绍"...     

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。     

大亚湾核电厂反应堆厂房地震响应分析评估

大亚湾核电厂核反应堆厂房的抗震分析基本沿用法国M310型机组的标准分析方法（RCC—G）,对于土-结构相互作用（SSI）效应的考虑,采用简化的阻抗函数法。本文拟采用新的相对精确的基于Green函数的三维连续半空间边界子结构法考虑地基岩土的作用,进行SSI耦合系统的地震响应分析计算,并将计算的楼层反应谱（FRS）同设计值进行比较,对设计方法及其结果的趋向性（偏于安全／或不安全）进行评估。结果表明,与基于三维连续半空间边界子结构法的计算结果相比较,电厂设计偏于安全。     

主余震作用下AP1000核电厂房动态响应与楼层谱研究

基于RG1.60谱选取3条主余震地震序列,研究了主余震作用下核岛厂房模型的动态响应,对比研究了不同主余震序列地震作用下核电厂房楼层谱的影响规律。研究结果表明:主震震级越大,余震对结构的影响越明显,余震的影响还与余震自身的频谱特性有关。同时,主余震作用对核岛厂房水平房的楼层谱影响较大,特别是在结构刚度突然变化的部位影响更显著,应在核电厂抗震设计中予以重视。     

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.     

物性参数对氟盐球床堆传热模型不确定性和敏感性的影响分析

为了确保氟盐球床堆堆芯传热模型的预测能力满足安全限制,研究了氟盐冷却剂的物性参数对堆芯传热模型不确定度和敏感性的影响。采用统计学不确定性评估方法,将氟盐冷却剂物性参数(包括动力粘度、密度、比热容、导热系数)作为输入参数,选取经典传热关联式作为计算模型,分析了努赛尔数(Nu)的不确定性及其对物性参数的敏感性程度。结果表明,无论氟盐物性参数的概率分布为正态分布或均匀分布,计算得到的Nu的平均值非常接近,其分布形式都接近正态分布;同时发现,动力粘度是物性参数中对Nu影响最大的参数,并且呈负相关;导热系数对Nu的影响为负相关,密度和比热容对Nu的影响较小且均为正相关。     

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。     

超临界水冷堆部分丧失给水瞬态敏感性分析

以日本超临界水冷堆(Super LWR)为背景,建立相关数学物理模型,计算分析超临界水冷堆在部分丧失给水瞬态下,主泵惰转时间、紧急停堆延迟时间和密度反馈比对最高包壳温度的影响。分析结果表明:部分丧失给水后,在主泵惰转和反应堆紧急停堆的共同作用下,最高包壳温度先是快速升高,然后快速下降;延长惰转时间能延缓冷却剂流量的减少,从而延缓最高包壳温度的升高;紧急停堆延迟时间越短,越能减缓最高包壳温度的升高;密度反馈比的变化对包壳的温度影响不大。可见,主泵惰转时间、紧急停堆延迟时间能对堆芯的安全性能产生明显的影响。     

池式快堆主容器地震响应分析

试图对池式快堆结构作较大简化,使计算简图既能反应堆结构的动力特性,又能使计算简便可行。从而把一个复杂的结构用一个简单的弹簧－质量体系来近似地等效代替。引入容器的变形假设和确定的液动压力假设,应用虚位移原理可获得体系在水平地震作用下的运动方程,而后考察其地震动响应。